Як працює термоядерний реактор? Термоядерний реактор

Термоядерний реактор О.П. Веліхов, С.В. Путівський

Є.П. Веліхов, С.В. Путівський.
Доповідь від 22.10.1999, виконана в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists

Анотація

У цій статті наведено короткий огляд сучасного стану термоядерних досліджень та викладено перспективи термоядерної енергетики в енергетичній системі 21 століття. Огляд розрахований на широке коло читачів, знайомих із основами фізики та інженерії.

За сучасними фізичними уявленнями, існує лише кілька фундаментальних джерел енергії і, які, в принципі, можуть бути освоєні та використані людством. Ядерні реакції синтезу - це одне з таких джерел енергії. У реакціях синтезу енергії проводиться за рахунок роботи ядерних сил, що здійснюються при злитті ядер легких елементів та утворенні більш важких ядер. Ці реакції широко поширені в природі - вважається, що енергія зірок і, в тому числі, Сонця виробляється в результаті ланцюжка ядерних реакцій синтезу, що перетворюють чотири ядра атома водню на ядро ​​гелію. Можна сказати, що Сонце - це великий природний термоядерний реактор, що забезпечує енергією екологічну систему Землі.

В даний час, більше 85% енергії та виробленої людиною виходить при спалюванні органічних палив - вугілля, нафти та природного газу. Це дешеве джерело енергії і, освоєне людиною близько 200 - 300 років тому, призвело до швидкого розвитку людського суспільства, його добробуту і, як наслідок, до зростання народонаселення Землі. Передбачається, що через зростання народонаселення і більш рівномірного споживання енергії та по регіонах, виробництво енергії і зросте до 2050 р. приблизно втричі в порівнянні з нинішнім рівнем і досягне 10 21 Дж на рік. Не викликає сумніву, що в найближчому майбутньому колишнє джерело енергії і - органічні палива - доведеться замінити на інші види виробництва енергії. Це станеться як через виснаження природних ресурсів, так і через забруднення навколишнього середовища, яке за оцінками фахівців має настати набагато раніше, ніж будуть вироблені дешеві природні ресурси (нинішній спосіб виробництва енергії і використовує атмосферу як смітник, викидаючи щодня 17 млн. тонн. вуглекислого та інших газів, супутніх спалюванню палив). Перехід від органічних палив до широкомасштабної альтернативної енергетики очікується у середині 21 століття. Передбачається, що майбутня енергетика буде ширше, ніж нинішня енергетична система, використовувати різноманітні і, в тому числі, відновлювані джерела енергії і, такі як: сонячна енергія, енергія вітру, гідроелектроенергія, вирощування та спалювання біомаси та ядер. Частка кожного джерела енергії та у загальному виробництві енергії буде визначатися структурою споживання енергії та економічною ефективністю кожного з цих джерел енергії.

У нинішньому індустріальному суспільстві більше половини енергії і використовується в режимі постійного споживання, що не залежить від часу доби та сезону. На цю постійну базову потужність накладаються добові та сезонні коливання. Таким чином, енергетична система повинна складатися з базової енергетики, яка забезпечує суспільство енергією на постійному або квазіпостійному рівні, та енергетичних ресурсів, які використовуються в міру потреби. Очікується, що відновлювані джерела енергії і такі, як сонячна енергія, спалювання біомаси та ін, будуть використовуватися в основному в змінній складовій споживання енергії. Основний і єдиний кандидат для базової енергетики - це ядерна енергія. В даний час, для отримання енергії та освоєно лише ядерні реакції поділу, які використовуються на сучасних атомних електростанціях. Керований термоядерний синтез, поки, лише потенційний кандидат для базової енергетики.

Які ж переваги має термоядерний синтез, порівняно з ядерними реакціями поділу, які дозволяють сподіватися на широкомасштабний розвиток термоядерної енергетики? Основна та принципова відмінність полягає у відсутності довгоживучих радіоактивних відходів, які характерні для ядерних реакторів поділу. І хоча в процесі роботи термоядерного реактора перша стінка активується нейтронами, вибір відповідних низькоактивованих конструкційних матеріалів відкриває принципову можливість створення термоядерного реактора, в якому наведена активність першої стінки знижуватиметься до повністю безпечного рівня за тридцять років після зупинки реактора. Це означає, що реактор, що виробив ресурс, потрібно буде законсервувати всього на 30 років, після чого матеріали можуть бути перероблені і використані в новому реакторі синтезу. Ця ситуація принципово відрізняється від реакторів поділу, які виробляють радіоактивні витрати, що вимагають переробки та зберігання протягом десятків тисяч років. Крім низької радіоактивності, термоядерна енергетика має величезні, практично невичерпні запаси палива та інших необхідних матеріалів, достатніх для виробництва енергії та протягом багатьох сотень, якщо не тисяч років.

Саме ці переваги спонукали основні ядерні країни розпочати в середині 50 років широкомасштабні дослідження щодо керованого термоядерного синтезу. У Радянському Союзі та США до цього часу вже було проведено перші успішні випробування водневих бомб, які підтвердили принципову можливість використання енергії та ядерного синтезу у земних умовах. З початку стало зрозуміло, що керований термоядерний синтез немає військового застосування. У 1956 р. дослідження були розсекречені і відтоді проводяться в рамках широкого міжнародного співробітництва. Воднева бомба була створена всього за кілька років, і в той час здавалося, що мета близька, і перші великі експериментальні установки, побудовані в кінці 50 років, отримають термоядерну плазму. Однак, потрібно більше 40 років досліджень для того, щоб створити умови, за яких виділення термоядерної потужності порівняно з потужністю нагріву суміші, що реагує. У 1997 р. найбільша термоядерна установка - Європейський ТОКАМАК (JET) отримала 16 МВт термоядерної потужності і впритул підійшла до цього порога.

Що ж стало причиною такої затримки? Виявилося, що для досягнення мети фізикам та інженерам довелося вирішити безліч проблем, про які і не здогадувалися на початку шляху. Протягом цих 40 років була створена наука - фізика плазми, яка дозволила зрозуміти і описати складні фізичні процеси, що відбуваються в суміші, що реагує. Інженерам знадобилося вирішити не менш складні проблеми, у тому числі навчитися створювати глибокий вакуум у великих обсягах, підібрати та випробувати відповідні конструкційні матеріали, розробити великі надпровідні магніти, потужні лазери та джерела рентгенівського випромінювання, розробити імпульсні системи живлення, здатні створювати потужні пучки частинок. розробити методи високочастотного нагрівання суміші та багато іншого.

§4 присвячений огляду досліджень у галузі магнітного керованого синтезу, який включає в себе системи з магнітним утриманням та імпульсні системи. Більшість цього огляду присвячена найбільш сучасним системам для магнітного утримання плазми, установкам типу ТОКАМАК.

Обсяг цього огляду дозволяє обговорити лише найбільш суттєві сторони досліджень з керованого термоядерного синтезу. Читачеві, який цікавиться глибшим вивченням різних аспектів цієї проблеми, можна рекомендувати звернутися до оглядової літератури. Існує велика література, присвячена керованому термоядерному синтезу. У тому числі, слід згадати як книги, що вже стали класичними, написані основоположниками керованих термоядерних досліджень, так і зовсім недавні видання, як, наприклад, в яких викладено сучасний стан термоядерних досліджень.

Хоча ядерних реакцій синтезу, що призводять до виділення енергії і досить багато, для практичних цілей використання ядерної енергії і інтерес представляють лише реакції наведені в Таблиці 1. Тут і нижче ми використовуємо стандартне позначення ізотопів водню: р - протон з атомною масою 1, D - дейтрон, з атомною масою 2 і Т - тритій, ізотоп з масою 3. Усі ядра, що у цих реакціях крім тритію стабільні. Тритій – це радіоактивний ізотоп водню в період напіврозпаду 12.3 років. В результаті β-розпаду він перетворюється на Не 3 , випромінюючи низькоенергійний електрон. На відміну від ядерних реакцій поділу, реакції синтезу не виробляють довгоживучих радіоактивних уламків важких ядер, що дає можливість створити "чистий" реактор, не обтяжений проблемою довготривалого зберігання радіоактивних відходів.

Таблиця 1.
Ядерні реакції, що становлять інтерес для керованого термоядерного синтезу

Всі реакції, наведені в Таблиці 1, крім останньої, відбуваються з виділенням енергії та у вигляді кінетичної енергії та продуктів реакцій, q , яка вказана в дужках в одиницях мільйонів електронвольт (МеВ),
(1 еВ = 1.6 · 10 -19 Дж = 11600 ° К). Дві останні реакції відіграють особливу роль у керованому термоядерному синтезі - вони будуть використовуватися для виробництва тритію, якого не існує в природі.

Ядерні реакції синтезу 1-5 мають відносно велику швидкість реакцій, яку прийнято характеризувати перетином реакції, σ . Перерізи реакцій з Таблиці 1 показані на Рис.1, як функція енергії і частинок, що стикаються в системі центру мас.

Через наявність кулонівського відштовхування між ядрами, перерізи реакцій при низькій енергії і частинок мізерно малі, і тому при звичайній температурі суміш ізотопів водню та інших легких атомів практично не реагує. Для того, щоб будь-яка з цих реакцій мала помітний переріз, частинкам, що стикаються, потрібно мати велику кінетичну енергію. Тоді частки зможуть подолати кулоновський бар'єр, зблизитися на відстань порядку ядерних та відреагувати. Наприклад, максимальний переріз для реакції дейтерію з тритієм досягається при енергії та частинках близько 80 КэВ, а для того, щоб DT суміш мати велику швидкість реакцій, її температура має бути масштабу ста мільйонів градусів, Т = 10 8 °К.

Найпростіший спосіб отримання енергії та ядерного синтезу, який відразу спадає на думку, це використовувати прискорювач іонів і бомбардувати, скажімо, іонами тритію, прискореними до енергії і 100 Кев, тверду або газову мішень, що містить іони дейтерію. Однак, інжектовані іони занадто швидко сповільнюються, стикаючись з холодними електронами мішені, і не встигають виробити енергію достатню для того, щоб покрити енергетичні витрати на їх прискорення, незважаючи на величезну різницю у вихідній (порядку 100 КэВ) і виробленої в реакції енергії порядку 10 МеВ). Іншими словами, при такому “способі” виробництва енергії та коефіцієнт відтворення енергії та,
Q fus = Р синтез /Р витрат буде менше 1.

Для того, щоб збільшити Q fus можна підігріти електрони мішені. Тоді швидкі іони гальмуватимуться повільніше та Q fus буде рости. Однак, позитивний вихід досягається лише при дуже високій температурі мішені - близько кількох KеВ. За такої температури інжекція швидких іонів вже не принципова, в суміші існує достатня кількість енергійних теплових іонів, які самі вступають у реакції. Іншими словами, у суміші відбуваються термоядерні реакції або термоядерний синтез.

Швидкість термоядерних реакцій можна розрахувати, проінтегрувавши переріз реакції, показаний на Рис.1, за рівноважною максвеллівською функцією розподілу частинок. В результаті, можна отримати швидкість реакцій, К(Т), Що визначає число реакцій, що відбуваються в одиниці обсягу, n 1 n 2 К(Т), і, отже, об'ємну щільність виділення енергії і реагує суміші,

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

В останній формулі n 1 n 2- об'ємні концентрації реагуючих компонентів, Т- температура реагуючих частинок та q- енергетичний вихід реакції, наведений у Таблиці 1.

При високій температурі, характерної для реагує суміші, суміш знаходиться в стані плазми, тобто. складається з вільних електронів та позитивно заряджених іонів, які взаємодіють один з одним за рахунок колективних електромагнітних полів. Самоузгоджені з рухом частинок плазми електромагнітні поля визначають динаміку плазми та, зокрема, підтримують її квазінейтральність. З дуже великою точністю, щільність зарядів іонів і електронів у плазмі рівні між собою, n e = Zn z де Z - заряд іону (для ізотопів водню Z = 1). Іонна та електронна компоненти обмінюються енергією, за рахунок кулонівських зіткнень і при параметрах плазми, типових для термоядерних додатків, їх температури приблизно рівні.

За високу температуру суміші доведеться платити додатковими енергетичними витратами. По-перше, потрібно врахувати гальмівне випромінювання, що випускається електронами при зіткненні з іонами:

Потужність гальмівного випромінювання, так само як і потужність термоядерних реакцій у суміші, пропорційна квадрату щільності плазми і тому відношення P fus /P b залежить тільки від температури плазми. Гальмівне випромінювання, на відміну від потужності термоядерних реакцій, слабо залежить від температури плазми, що призводить до наявності нижньої межі за температурою плазми, при якій потужність термоядерних реакцій дорівнює потужності гальмівних втрат, P fus /P b = 1. При температурі нижче порогової потужності тормоз втрат перевищує термоядерне виділення енергії, і тому в холодній суміші позитивний вихід енергії і неможливий. Найменшу граничну температуру має суміш дейтерію з тритієм, але і в цьому випадку температура суміші повинна перевищувати 3 KэВ (3.5 10 7 °К). Порогові температури для DD і DHe 3 реакцій приблизно на порядок вище, ніж для DT-реакції. Для реакції протона з бором гальмівне випромінювання при будь-якій температурі перевищує вихід реакції , і тому для використання цієї реакції потрібні спеціальні пастки , в яких температура електронів нижче, ніж температура іонів, або щільність плазми настільки велика, що випромінювання поглинається робочою сумішшю.

Крім високої температури суміші, для позитивного виходу реакцій потрібно щоб гаряча суміш проіснувала досить довго і реакції встигли відбутися. У будь-якій термоядерній системі з кінцевими розмірами існують додаткові до гальмівного випромінювання канали втрати енергії та з плазми (наприклад, за рахунок теплопровідності, лінійного випромінювання домішок та ін), потужність яких не повинна перевищувати термоядерне енерговиділення. У загальному випадку додаткові втрати енергії і можна охарактеризувати енергетичним часом життя плазми t E , визначеним таким чином, що відношення 3nТ / t E дає потужність втрат з одиниці плазмового об'єму. Очевидно, що для позитивного виходу необхідно, щоб термоядерна потужність перевищувала потужність додаткових втрат, P fus > 3nТ / t E , що дає умову мінімальний добуток щільності на час життя плазми, nt E . Наприклад, для DT-реакції необхідно, щоб

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

Цю умову прийнято називати критерієм Лоусона (строго кажучи, в оригінальній роботі критерій Лоусона був виведений для конкретної схеми термоядерного реактора і, на відміну від (3), включає к.п.д. перетворення теплової енергії і в електричну). У тому вигляді, в якому він записаний вище, критерій практично не залежить від термоядерної системи і є узагальненою необхідною умовою позитивного виходу. Критерій Лоусона для інших реакцій на один-два порядки вищий, ніж для DT-реакції, вища і гранична температура. Близькість пристрою для досягнення позитивного виходу прийнято зображати на площині Т - nt E , яка показана на Рис.2.

nt E

Рис.2. Область з позитивним виходом ядерної реакції на площині T-nt E.
Показано досягнення різних експериментальних установок щодо утримання термоядерної плазми.

Видно, що DT-реакції більш легко здійсненні - вони вимагають суттєво меншої температури плазми, ніж DD-реакції та накладають менш жорсткі умови на її утримання. Сучасна термоядерна програма спрямована на здійснення керованого DT синтезу.

Таким чином, керовані термоядерні реакції, в принципі, можливі і основне завдання термоядерних досліджень - це розробка практичного пристрою, який міг би конкурувати економічно з іншими джерелами енергії.

Всі винайдені за 50 років пристрої можна розділити на два великі класи: 1) стаціонарні або квазістаціонарні системи, що ґрунтуються на магнітному утриманні гарячої плазми; 2) імпульсні системи. У першому випадку, щільність плазми невелика і критерій Лоусона досягається за рахунок гарного утримання енергії та в системі, тобто. великого енергетичного часу життя плазми Тому, системи з магнітним утриманням мають характерний розмір плазми близько декількох метрів і відносно низьку щільність плазми, n ~ 10 20 м -3 (це приблизно в 10 5 разів нижче, ніж щільність атомів при нормальному тиску та кімнатній температурі).

В імпульсних системах критерій Лоусона досягається за рахунок стиснення термоядерних мішеней лазерним або рентгенівським випромінюванням та створення суміші з дуже високою щільністю. Час життя в імпульсних системах замало і визначається вільним розльотом мішені. Основне фізичне завдання, у цьому напрямку керованого термоядерного синтезу, полягає у зниженні повної енергії та вибуху до рівня, який дозволить зробити практичний термоядерний реактор.

Обидва типи систем, вже, впритул підійшли до створення експериментальних машин з позитивним виходом енергії та Q fus > 1, в яких будуть перевірені основні елементи майбутніх термоядерних реакторів. Однак, перш ніж перейти до обговорення термоядерних пристроїв, ми розглянемо паливний цикл майбутнього термоядерного реактора, який не залежить від конкретного пристрою системи.

1) ТОКАМАК Т-15 поки працював тільки в режимі з омічним нагріванням плазми і тому параметри плазми, отримані на цій установці, досить низькі. У майбутньому передбачається запровадити 10 МВт нейтральної інжекції та 10 МВт електронно-циклотронного нагріву.

2) Наведений Q fus перерахований з параметрів DD-плазми, отриманих в установці, на DT-плазму.

І хоча експериментальна програма на цих ТОКАМАКах ще не закінчена, це покоління машин практично виконало поставлені перед ним завдання. ТОКАМАКи JET і TFTR вперше отримали велику термоядерну потужність DT-реакцій у плазмі, 11 МВт у TFTR та 16 МВт у JET. На Рис.6 показані часові залежності термоядерної потужності в DT експериментах.

Рис.6. Залежність термоядерної потужності час від часу в рекордних дейтерієво-тритієвих розрядах на токамаках JET і TFTR.

Це покоління ТОКАМАК досягло порогової величини Q fus = 1 і отримало nt E всього в кілька разів нижче, ніж те, яке потрібно для повномасштабного ТОКАМАКа-реактора. У ТОКАМАКах навчилися підтримувати стаціонарний плазмовий струм за допомогою ВЧ полів та нейтральних пучків. Було вивчено фізику нагрівання плазми швидкими частинками і, в тому числі, термоядерними альфа-частинками, вивчено роботу дивертора та розроблено режими його роботи з низькими тепловими навантаженнями. Результати цих досліджень дозволили створити фізичні основи, необхідні для наступного кроку – першого ТОКАМАКа-реактора, який працюватиме в режимі горіння.

Які ж фізичні обмеження на параметри плазми є в ТОКАМАК?

Максимальний тиск плазми в токамак або максимальна величина β визначається стійкістю плазми і наближено описується співвідношенням Тройона,

де β виражено у %, I p- Струм, що протікає в плазмі і β N- безрозмірна константа, яка називається коефіцієнтом Тройона. Параметри (5) мають розмірність МА, Тл, м. Максимальні значення коефіцієнта Тройону β N= 3÷5, досягнуті в експериментах, добре узгоджуються з теоретичними передбаченнями, що базуються на розрахунках стійкості плазми. Рис.7 показує граничні значення β , Отримані в різних ТОКАМАКах.

Рис.7. Порівняння граничних значень β досягнутих в експериментах зі скейлінгом Тройона.

При перевищенні граничного значення β , У плазмі ТОКАМАКа розвиваються великомасштабні гвинтові обурення, плазма швидко охолоджується та гине на стінці. Це називається зривом плазми.

Як видно з Рис.7 для Токамак характерні досить низькі значення β лише на рівні кількох відсотків. Існує важлива можливість збільшити значення β за рахунок зменшення аспектного відношення плазми до гранично низьких значень R/ a= 1.3÷1.5. Теорія передбачає, що в таких машинах β може досягати кількох десятків відсотків. Перший токамак з ультра низьким аспектним ставленням, START, побудований кілька років тому в Англії, вже отримав значення β = 30%. З іншого боку, ці системи технічно більш напружені і вимагають спеціальних технічних рішень для тороїдальної котушки, дивертора і нейтронного захисту. В даний час будуються кілька більших, ніж START, експериментальних токамак з низьким аспектним ставленням і плазмовим струмом вище 1 МА. Очікується, що протягом наступних 5 років експерименти дадуть достатньо даних для того, щоб зрозуміти, чи буде досягнуто очікуване поліпшення плазмових параметрів і чи воно зможе компенсувати технічні труднощі, очікувані в цьому напрямку.

Багаторічні дослідження утримання плазми в ТОКАМАКах показали, що процеси перенесення енергії та частинок поперек магнітного поля визначаються складними турбулентними процесами в плазмі. І хоча плазмові нестійкості, відповідальні за аномальні втрати плазми, вже позначені, теоретичне розуміння нелінійних процесів ще недостатньо для того, щоб, ґрунтуючись на перших принципах, описати час життя плазми. Тому, для екстраполяції часів життя плазми, отриманих у сучасних установках, до масштабів ТОКАМАКа-реактора, в даний час, використовуються емпіричні закономірності - скейлінги. Один з таких скейлінгів (ITER-97(y)), отриманий за допомогою статистичної обробки експериментальної бази даних з різних токамак, передбачає, що час життя зростає зі зростанням розміру плазми, R, плазмового струму I р, витягнутості перерізу плазми k = b/ а= 4 і падає зі зростанням потужності нагріву плазми, Р:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

Залежність енергетичного часу життя з інших плазмових властивостей досить слабка. Рис.8 показує, що час життя виміряний практично у всіх експериментальних ТОКАМАКах добре описується цим скейлінгом.

Рис.8. Залежність енергетичного часу життя, що експериментально спостерігається, від передбаченого скейлінгом ITER-97(y).
Середнє відхилення експериментальних точок від скейлінгу 15%.
Різні мітки відповідають різним ТОКАМАКам і проектованого ТОКАМАКу-реактору ІТЕР.

Цей скейлінг передбачає, що ТОКАМАК, в якому відбуватиметься термоядерне горіння, що самопідтримується, повинен мати великий радіус 7-8 м і плазмовий струм на рівні 20 МА. У такому токамі енергетичний час життя перевищуватиме 5 секунд, а потужність термоядерних реакцій буде на рівні 1-1.5 ГВт.

У 1998 р було закінчено інженерний проект ТОКАМАКа-реактора ІТЕР. Роботи проводилися спільними зусиллями чотирьох сторін: Європи, Росії, США та Японії з метою створення першого експериментального ТОКАМАКа-реактора, розрахованого на досягнення термоядерного горіння суміші дейтерію з тритієм. Основні фізичні та інженерні параметри установки наведені в Таблиці 3, а його перетин показано на рис.9.

Рис.9. Загальний вигляд проектованого ТОКАМАКа-реактора ІТЕР.

ІТЕР матиме, вже, всі основні риси ТОКАМАКа-реактора. Він матиме повністю надпровідну магнітну систему, бланкет, що охолоджується, і захист від нейтронного випромінювання, систему дистанційного обслуговування установки. Передбачається, що на першій стінці будуть отримані потоки нейтронів із щільністю потужності 1 МВт/м 2 і повним флюенсом 0.3 МВт× років/м 2 що дозволить провести ядерно-технологічні випробування матеріалів і модулів бланкету, здатних відтворювати тритій.

Таблиця 3.
Основні параметри першого експериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ІТЕР.

ІТЕР планується побудувати у 2010-2011 р. Експериментальна програма, яка триватиме на цьому експериментальному реакторі близько двадцяти років, дозволить отримати плазмово-фізичні та ядерно-технологічні дані, необхідні для будівництва у 2030-2035 р першого демонстраційного реактора-ТОКАМАКу, який вже буде виробляти електроенергію. Основне завдання ІТЕРу полягатиме в демонстрації практичності реактора-ТОКАМАКу для виробництва електроенергії.

Поряд з ТОКАМАКами, які в даний час є найбільш просунутою системою для здійснення керованого термоядерного синтезу, існують інші магнітні пастки, які успішно конкурують з ТОКАМАКом.

Крім ТОКАМАКів і СТЕЛЛАРАТОРІВ експерименти, хоч і в меншому масштабі, продовжуються на деяких інших системах із замкнутими магнітними конфігураціями. Серед них слід відзначити пінчі зі зверненим полем, СФЕРОМАКи та компактні тори. Пінчі зі зверненим полем мають відносно низьке значення тороїдального магнітного поля. У СФЕРОМАКу або компактних торах тороїдальна магнітна система зовсім відсутня. Відповідно всі ці системи обіцяють можливість створення плазми з високим значенням параметра β і, отже, у перспективі можуть виявитися привабливими для створення компактних термоядерних реакторів або реакторів, що використовують альтернативні реакції, такі як DHe 3 або рВ, в яких низьке поле потрібне для зниження магнітно-гальмівного випромінювання. Нинішні параметри плазми, досягнуті в цих пастках, поки істотно нижчі, ніж ті, які отримані в ТОКАМАКах і СТЕЛЛАРАТОРАХ.

Дослідження взаємодії лазерного випромінювання з речовиною показало, що лазерне випромінювання добре поглинається речовиною, що випаровується, оболонки мішені аж до необхідних щільностей потужності 2÷4 · 10 14 Вт/см 2 . Коефіцієнт поглинання може досягати 40÷80% і зростає із зменшенням довжини хвилі випромінювання. Як зазначалося вище, великого термоядерного виходу можна досягти, якщо при стисканні основна маса палива залишається холодною. І тому необхідно, щоб стиск було адіабатичним, тобто. потрібно уникати попереднього розігріву мішені, яке може відбуватися за рахунок генерації лазерним випромінюванням енергійних електронів, ударних хвиль або жорсткого рентгенівського випромінювання. Численні дослідження показали, що ці небажані ефекти можна знизити за рахунок профілювання імпульсу випромінювання, оптимізації таблеток та зменшення довжини хвилі випромінювання. На Рис.16, запозиченому з роботи, показані межі області на площині щільність потужності – довжина хвилілазерів, придатних для обтиснення мішеней

Рис.16. Область на площині параметрів, де лазери здатні здійснювати обтискання термоядерних мішеней (заштрихована).

Перша лазерна установка (NIF) з параметрами лазера, достатніми для одержання запалювання мішеней, буде побудована в США в 2002 р. Установка дозволить вивчити фізику обтиснення мішеней, які матимуть термоядерний вихід на рівні 1-20 МДж і, відповідно, дозволить отримати високі значення Q>1.

Хоча лазери дозволяють проводити лабораторні дослідження з обтиснення і запалювання мішеней, їх недоліком є ​​низький к.п.д., який поки що в кращому випадку досягає 1-2%. При таких низьких к.п.д. термоядерний вихід мішені повинен перевищувати 10 3 що є дуже складним завданням. Крім того, лазери на склі мають низьку повторюваність імпульсу. Для того, щоб лазери могли служити драйвером реактора термоядерної електростанції, їх вартість повинна бути знижена приблизно на два порядки величини . Тому, паралельно з розвитком лазерної технології, дослідники звернулися до розробки ефективніших драйверів - іонних пучків.

Іонні пучки

В даний час розглядається два типи іонних пучків: пучки легких іонів, типу Li, з енергією в кілька десятків МеВ і пучки важких іонів, типу Рb, з енергією до 10 ГеВ. Якщо говорити про реакторні додатки, то в обох випадках потрібно підвести до мішені радіусом кілька міліметрів енергію в кілька МДж за час близько 10 нс. Необхідно не тільки сфокусувати пучок, а й зуміти провести його в камері реактора на відстань близько кількох метрів від виходу прискорювача до мішені, що для пучків часток є непростим завданням.

Пучки легких іонів з енергією кілька десятків МеВ можна створювати з відносно великим к.п.д. за допомогою імпульсної напруги, доданої до діода. Сучасна імпульсна техніка дозволяє отримувати потужності, необхідні для обтиснення мішеней, і тому пучки легких іонів є найдешевшим кандидатом для драйвера. Експерименти з легкими іонами проводилися протягом багатьох років на установці PBFA-11 у Сандіївській національній лабораторії США. Установка дозволяє створювати короткі (15 нс) імпульси 30 МеВ-них іонів Li з піковим струмом 3.5 МА і повною енергією близько 1 МДж. Кожух з матеріалу з великим Z з мішенню всередині містився в центрі сферично-симетричного діода, що дозволяє отримувати велику кількість радіально спрямованих іонних пучків. Енергія іонів поглиналася в кожусі холрауму і пористому наповнювачі між мішенню і кожухом і перетворювалося на м'яке рентгенівське випромінювання, що стискає мішень.

Передбачалося отримати щільність потужності понад 5 · 10 13 Вт/см 2 , необхідну для обтиснення та підпалювання мішеней. Однак, досягнуті щільності потужності були приблизно на порядок величини менше, ніж очікувалося . У реакторі, який використовує легкі іони як драйвер, потрібні колосальні потоки швидких частинок з високою щільністю частинок поблизу мішені. Фокусування таких пучків на міліметрові мішені є завданням величезної складності. Крім того, легкі іони помітно гальмуватимуться в залишковому газі в камері згоряння.

Перехід до важких іонів і великих енергій часток дозволяє суттєво пом'якшити ці проблеми і, зокрема, зменшити щільність струму частинок і, таким чином, полегшити проблему фокусування частинок. Однак, для отримання необхідних 10 ГеВ частинок потрібні величезні прискорювачі з накопичувачами частинок та іншою складною прискорювальною технікою. Покладемо, що повна енергія пучка 3 МДж, час імпульсу 10 нс і область, на яку повинен бути сфокусований пучок, являє собою коло з радіусом 3 мм. Порівняльні параметри гіпотетичних драйверів для обтиснення мішені наведено в Таблиці 6.

Таблиця 6.
Порівняльні характеристики драйверів на легких та важких іонах.

*) – в області мішені

Пучки важких іонів, як і легкі іони, вимагають використання холрауму, у якому енергія іонів перетворюється на рентгенівське випромінювання, рівномірно опромінює саму мета. Конструкція холрауму для пучка важких іонів лише трохи відрізняється від холрауму для лазерного випромінювання. Відмінність полягає в тому, що пучки вимагають отворів, через яке лазерні промені проникають всередину холрауму. Тому, у разі пучків, використовуються спеціальні поглиначі частинок, які перетворюють їх енергію в рентгенівське випромінювання. Один із можливих варіантів показаний на Рис.14b. Виявляється, ефективність перетворення зменшується зі зростанням енергії та іонів і зростанням розміру області, на якій відбувається фокусування пучка . Тому збільшення енергії і частинок понад 10 ГеВ недоцільно.

В даний час, як у Європі, так і в США прийнято рішення зосередити основні зусилля на розвитку драйверів, заснованих на пучках важких іонів. Передбачається, що ці драйвери будуть розроблені до 2010-2020 рр. і, у разі успіху, замінять лазери в установках наступного покоління за NIF. Поки що прискорювачів, необхідних для інерційного синтезу, немає. Основна складність їх створення пов'язана з необхідністю збільшувати щільність потоків частинок до такого рівня, при якому просторова щільність заряду іонів вже суттєво впливає на динаміку та фокусування частинок. Для того, щоб зменшити ефект просторового заряду, передбачається створювати велику кількість паралельних пучків, які з'єднуватимуться в камері реактора і спрямовуватимуться на мішень. Характерний розмір лінійного прискорювача - кілька кілометрів.

Яким чином передбачається провести іонні пучки на відстань кілька метрів у камері реактора і сфокусувати їх на області розміром кілька міліметрів? Одна з можливих схем полягає у самофокусуванні пучків, яке може відбуватися в газі низького тиску. Пучок буде викликати іонізацію газу і компенсуючий зустрічний електричний струм, що протікає плазмою. Азімутальне магнітне поле, яке створюється результуючим струмом (різницею струму пучка та зворотного струму плазми), буде призводити до радіального стиснення пучка та його фокусування. Чисельне моделювання показує, що, в принципі, така схема можлива, якщо тиск газу підтримуватиметься в потрібному діапазоні 1-100 Торр.

І хоча пучки важких іонів відкривають перспективу створення ефективного драйвера для термоядерного реактора, вони мають перед собою колосальні технічні труднощі, які ще доведеться подолати, перш ніж буде досягнуто мети. Для термоядерних додатків потрібен прискорювач, який створюватиме пучок 10 ГеВ-них іонів з піковим струмом у кілька десятків КА та із середньою потужністю близько 15 МВт. Обсяг магнітної системи такого прискорювача можна порівняти з обсягом магнітної системи ТОКАМАКа-реактора і, отже, очікується, що й вартості будуть одного порядку.

Камера імпульсного реактора

На відміну від магнітного термоядерного реактора, де потрібен високий вакуум та чистота плазми, до камери імпульсного реактора такі вимоги не пред'являються. Основні технологічні труднощі створення імпульсних реакторів лежать у галузі драйверної техніки, створенні прецизійних мішеней та систем, що дозволяють подавати та контролювати положення мішені в камері. Сама камера імпульсного реактора має відносно просту конструкцію. Більшість проектів передбачає використання рідкої стінки, що створюється відкритим теплоносієм. Наприклад, проект реактора HYLIFE-11 використовує розплавлену сіль Li 2 BeF 4 рідка завіса з якої оточує область, куди надходять мішені. Рідка стінка поглинатиме нейтронне випромінювання і змиватиме залишки мішеней. Вона демпфує тиск мікровибухів і поступово передає її на основну стінку камери. Характерний зовнішній діаметр камери близько 8 м, її висота – близько 20 м.

Повна витрата рідкого теплоносія за оцінками становитиме близько 50 м 3 /с, що цілком можливо. Передбачається, що крім основного, стаціонарного потоку, в камері буде зроблено імпульсна рідка заслінка, яка буде синхронізуватися з подачею мішені з частотою близько 5 Гц для пропускання пучка важких іонів.

Потрібна точність подачі мішені становить частки міліметрів. Очевидно, що пасивна подача мішені на відстань кілька метрів з такою точністю в камері, в якій відбуватиметься турбулентні потоки газу, викликані вибухами попередніх мішеней, є практично нездійсненним завданням. Тому, в реакторі знадобиться система управління, що дозволяє відстежувати положення мішені і проводити динамічне фокусування пучка. У принципі, таке завдання можна здійснити, але може суттєво ускладнити управління реактором.

З чого все почалося. «Енергетичний виклик» виник у результаті поєднання трьох таких факторів:

1. Людство сьогодні споживає дуже багато енергії.

В даний час споживання енергії у світі становить близько 15,7 терават (ТВт). Розділивши цю величину на населення планети, ми отримаємо приблизно 2400 ватів на людину, що можна легко оцінити та уявити. Енергія, що споживається кожним жителем Землі (включаючи дітей), відповідає цілодобовій роботі 24 стоватних електричних ламп. Однак споживання цієї енергії по планеті є дуже нерівномірним, оскільки воно дуже велике в кількох країнах і нікчемне в інших. Споживання (у перерахунку на одну людину) дорівнює 10,3 кВт у США (одне з рекордних значень), 6,3 кВт у Російській Федерації, 5,1 кВт у Великій Британії тощо, але, з іншого боку, воно дорівнює лише 0,21 кВт у Бангладеш (всього 2% від рівня енергоспоживання в США!).

2. Світове споживання енергії драматично зростає.

За прогнозом Міжнародного агентства з енергетики (2006 рік) світове споживання енергії до 2030 року має збільшитись на 50%. Розвинені країни, звичайно, могли б чудово обійтися без додаткової енергії, проте це зростання необхідне для того, щоб позбавити від злиднів населення країн, що розвиваються, де 1,5 мільярда людей відчувають гостру нестачу електричної енергії.

3. В даний час 80% споживаної світом енергії створюється за рахунок спалювання викопних природних палив(нафта, вугілля та газ), використання яких:

а) потенційно несе небезпеку катастрофічних екологічних змін;

б) неминуче має колись закінчитися.

Зі сказаного ясно, що вже зараз ми повинні готуватися до закінчення епохи використання викопних типів пального

В даний час на атомних електростанціях у широких масштабах одержують енергію, що виділяється при реакціях поділу атомних ядер. Слід усіляко заохочувати створення та розвиток таких станцій, проте при цьому необхідно враховувати, що запаси одного з найважливіших для їх роботи матеріалу (дешевого урану) також можуть бути повністю витрачені протягом найближчих 50 років. Можливості заснованої на розподілі ядер енергетики можуть (і повинні) бути суттєво розширені за рахунок використання більш ефективних енергетичних циклів, що дозволяють майже вдвічі збільшити кількість енергії, що одержується. Для розвитку енергетики в цьому напрямку потрібно створювати реактори на торії (так звані торієві бридерні реактори або реактори-розмножувачі), в яких при реакції виникає більше торію, ніж вихідного урану, в результаті чого загальна кількість енергії, що одержується при заданій кількості речовини зростає в 40 разів . Перспективним видається також створення плутонієвих бридерів на швидких нейтронах, які значно ефективніші за уранові реактори і дозволяють отримувати в 60 разів більше енергії. Можливо, для розвитку цих напрямків знадобиться розробити нові, нестандартні методи одержання урану (наприклад, з морської води, що є найбільш доступним).

Термоядерні електростанції

На малюнку представлена ​​принципова схема (без дотримання масштабу) пристрою та принципу роботи термоядерної електростанції. У центральній частині розташовується тороїдальна (у формі бублика) камера об'ємом ~2000 м3, заповнена тритій-дейтерієвою (T-D) плазмою, нагрітою до температури вище 100 M°C. нейтрони, що утворюються при реакції синтезу (1), залишають «магнітну пляшку» і потрапляють у показану на малюнку оболонку з товщиною близько 1 м.

Усередині оболонки нейтрони стикаються з атомами літію, внаслідок чого відбувається реакція з утворенням тритію:

нейтрон + літій → гелій + тритій

Крім цього, в системі відбуваються і конкуруючі реакції (без утворення тритію), а також багато реакцій з виділенням додаткових нейтронів, які потім також призводять до утворення тритію (при цьому виділення додаткових нейтронів може бути суттєво посилено, наприклад, за рахунок введення в оболонку атомів берилію). та свинцю). Загальний висновок полягає в тому, що в цій установці може (принаймні теоретично) відбуватися реакція ядерного синтезу, при якій утворюватиметься тритій. При цьому кількість тритію, що утворюється, повинна не тільки забезпечувати потреби самої установки, але і бути навіть дещо більшою, що дозволить забезпечувати тритієм і нові установки. Саме ця концепція роботи повинна бути перевірена і реалізована на описаному нижче реакторі ITER.

Крім цього, нейтрони повинні розігрівати оболонку в так званих пілотних установках (в яких будуть використовуватися відносно «звичайні» конструкційні матеріали) приблизно до температури 400°C. Надалі передбачається створити вдосконалені установки з температурою нагріву оболонки вище 1000°C, що може бути досягнуто за рахунок використання нових високоміцних матеріалів (типу композитів з карбіду кремнію). Тепло, що виділяється в оболонці, як і в звичайних станціях, відбирається первинним охолоджуючим контуром з теплоносієм (що містить, наприклад, воду або гелій) і передається на вторинний контур, де і виробляється водяна пара, що подається на турбіни.

1985 - Радянський Союз запропонував установку «Токамак» наступного покоління, використовуючи досвід чотирьох провідних країн зі створення термоядерних реакторів. Сполучені Штати Америки спільно з Японією та Європейським співтовариством висунули пропозицію щодо здійснення проекту.

В даний час у Франції йде будівництво описуваного нижче міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER (International Tokamak Experimental Reactor), який буде першим токамаком, здатним запалити плазму.

У найбільш передових існуючих установках типу токамак давно досягнуто температури близько 150 M°C, близькі до значень, необхідних для роботи термоядерної станції, проте реактор ITER має стати першою великомасштабною енергетичною установкою, яка розрахована на тривалу експлуатацію. Надалі необхідно буде суттєво покращити параметри її роботи, що вимагатиме, насамперед, підвищення тиску в плазмі, оскільки швидкість злиття ядер при заданій температурі пропорційна квадрату тиску. Основна наукова проблема при цьому пов'язана з тим, що при підвищенні тиску у плазмі виникають дуже складні та небезпечні нестійкості, тобто нестабільні режими роботи.

Навіщо це нам треба?

Основна перевага ядерного синтезу полягає в тому, що як паливо для нього потрібна лише дуже невелика кількість дуже поширених у природі речовин. Реакція ядерного синтезу в описуваних установках може призводити до виділення величезної кількості енергії, що в десять мільйонів разів перевищує стандартне тепловиділення при звичайних хімічних реакціях (типу спалювання викопного палива). Для порівняння вкажемо, що кількість вугілля, необхідного для забезпечення роботи теплової електростанції потужністю 1 гігаВат (ГВт) становить 10 000 тонн на день (десять залізничних вагонів), а термоядерна установка такої ж потужності споживатиме на день лише близько 1 кілограма суміші D+T .

Дейтерій є стійким ізотопом водню; приблизно в одній з кожних 3350 молекул звичайної води один з атомів водню заміщений дейтерієм (спадщина, що дісталася нам від Великого Вибуху). Це дозволяє легко організувати досить дешеве отримання необхідної кількості дейтерію з води. Більш складним є отримання тритію, який є нестабільним (період напіврозпаду близько 12 років, внаслідок чого його вміст у природі мізерний), проте, як було показано вище, тритій виникатиме прямо всередині термоядерної установки в процесі роботи, за рахунок реакції нейтронів з літієм.

Таким чином, вихідним паливом для термоядерного реактора є літій та вода. Літій є звичайним металом, що широко використовується в побутових приладах (в батарейках для мобільних телефонів і т. п.). Описана вище установка навіть з урахуванням неідеальної ефективності зможе виробляти 200 000 кВт/год електричної енергії, що еквівалентно енергії, що міститься в 70 тоннах вугілля. Необхідна кількість літію міститься в одній батарейці для комп'ютера, а кількість дейтерію - в 45 літрах води. Вказана вище величина відповідає сучасному споживанню електроенергії (у перерахунку на одну особу) у країнах ЄС за 30 років. Сам факт, що така незначна кількість літію може забезпечити вироблення такої кількості електроенергії (без викидів CO2 і без найменшого забруднення атмосфери), є досить серйозним аргументом для найшвидшого та енергійного розвитку термоядерної енергетики (попри всі складнощі та проблеми) і навіть без стовідсоткової впевненості у успіх таких досліджень.

Дейтерія має вистачити на мільйони років, а запаси літію, що легко видобувається, цілком достатні для забезпечення потреб протягом сотень років. Навіть якщо запаси літію в гірських породах вичерпаються, ми можемо видобувати його з води, де він міститься в досить високій концентрації (у 100 разів перевищує концентрацію урану), щоб його видобуток був економічно доцільним.

Експериментальний термоядерний реактор (International thermonuclear experimental reactor) споруджується поблизу міста Кадараш Франції. Головне завдання проекту ІТЕР – здійснення керованої термоядерної реакції синтезу у промислових масштабах.

На одиницю ваги термоядерного палива виходить приблизно в 10 мільйонів разів більше енергії, ніж при згорянні такої ж кількості органічного палива, і приблизно в сто разів більше, ніж при розщепленні ядер урану в реакторах АЕС, що нині діють. Якщо розрахунки вчених та конструкторів виправдаються, це дасть людству невичерпне джерело енергії.

Тому низка країн (Росія, Індія, Китай, Корея, Казахстан, США, Канада, Японія, країни Євросоюзу) поєднали свої зусилля у створенні Міжнародного термоядерного дослідницького реактора – прообразу нових енергетичних установок.

ІТЕР являє собою установку, що створює умови для синтезу атомів водню та тритію (ізотопу водню), внаслідок чого утворюється новий атом – атом гелію. Цей процес супроводжується величезним виплеском енергії: температура плазми, у якій триває термоядерна реакція - близько 150 млн. градусів за Цельсієм (для порівняння – температура ядра Сонця 40 млн. градусів). При цьому ізотопи вигоряють практично не залишаючи радіоактивних відходів.

Схема участі у міжнародному проекті передбачає постачання компонентів реактора та фінансування його будівництва. В обмін на це кожна з країн-учасниць отримує повний доступ до всіх технологій створення термоядерного реактора та до результатів усіх експериментальних робіт на цьому реакторі, які стануть основою для проектування серійних енергетичних термоядерних реакторів.

Реактор, заснований на принципі термоядерного синтезу, не має радіоактивного випромінювання і є повністю безпечним для навколишнього середовища. Він може бути розташований практично в будь-якій точці земної кулі, а паливом для нього є звичайна вода. Будівництво ITER має тривати близько десяти років, після чого реактор передбачається використати протягом 20 років.

Інтереси Росії у Раді Міжнародної організації з будівництва термоядерного реактора ІТЕР найближчими роками представлятиме член-кореспондент РАН Михайло Ковальчук - директор РНЦ «Курчатівський інститут», Інституту кристалографії РАН та вчений секретар президентської Ради з науки, технологій та освіти. Ковальчук тимчасово замінить на цій посаді академіка Євгена Веліхова, якого обрано на найближчі два роки головою міжнародної ради ІТЕР та не має права поєднувати цю посаду з обов'язками офіційного представника країни-учасниці.

Загальна вартість будівництва оцінюється в 5 мільярдів євро, ще стільки ж знадобиться для дослідної експлуатації реактора. Частки Індії, Китаю, Кореї, Росії, США та Японії становлять приблизно по 10 відсотків загальної вартості, 45 відсотків припадає на країни Європейського союзу. Однак поки що європейські держави не домовилися, як саме витрати будуть розподілені між ними. Через це початок будівництва перенесено на квітень 2010 року. Незважаючи на чергову відстрочку, вчені та чиновники, залучені до створення ІТЕР, стверджують, що зможуть завершити проект до 2018 року.

Розрахункова термоядерна потужність ІТЕР становить 500 мегават. Окремі деталі магнітів сягають від 200 до 450 тонн. Для охолодження ІТЕР потрібно 33 тисячі кубометрів води на день.

1998 року США припинили фінансування своєї участі у проекті. Після того, як до влади в країні прийшли республіканці, а в Каліфорнії почалися віялові відключення електроенергії, адміністрація Буша оголосила про збільшення вкладень в енергетику. Брати участь у міжнародному проекті США не мали наміру і займалися власним термоядерним проектом. На початку 2002 року радник президента Буша з технологій Джон Марбургер III заявив, що США передумали і мають намір повернутися до проекту.

Проект за кількістю учасників можна порівняти з іншим найбільшим міжнародним науковим проектом – Міжнародною космічною станцією. Вартість ІТЕР, що раніше досягала 8 мільярдів доларів, потім склала менше 4 мільярдів. В результаті виходу з-поміж учасників Сполучених Штатів було вирішено зменшити потужність реактора з 1,5 ГВт до 500 МВт. Відповідно «схудла» і ціна проекту.

У червні 2002 року у російській столиці відбувся симпозіум «Дні ІТЕР у Москві». На ньому обговорювалися теоретичні, практичні та організаційні проблеми відродження проекту, успіх якого здатний змінити долю людства і дати йому новий вид енергії, за ефективністю та економічністю можна порівняти лише з енергією Сонця.

У липні 2010 року представники країн-учасниць проекту міжнародного термоядерного реактора ITER затвердили його бюджет та термін будівництва на позачерговій зустрічі, що відбулася у французькому Кадараші. Звіт про зустріч є тут.

На позачерговій зустрічі учасники проекту затвердили термін початку перших експериментів із плазмою - 2019 рік. Проведення повноцінних дослідів заплановано на березень 2027 року, хоча керівництво проекту попросило технічних фахівців спробувати оптимізувати процес та розпочати досліди у 2026 році. Учасники зустрічі також визначились із витратами на будівництво реактора, проте суми, які планується витратити на створення установки, не розголошуються. За інформацією, отриманою редактором порталу ScienceNOW з неназваного джерела, на момент початку експериментів вартість проекту ITER може становити 16 мільярдів євро.

Зустріч також стала першим офіційним робочим днем ​​для нового директора проекту, японського фізика Осаму Мотодзіма (Osamu Motojima). До нього проектом з 2005 року керував японець Канамі Ікеда (Kaname Ikeda), який побажав залишити посаду одразу після затвердження бюджету та термінів будівництва.

Термоядерний реактор ITER є спільним проектом держав Євросоюзу, Швейцарії, Японії, США, Росії, Південної Кореї, Китаю та Індії. Ідея створення ITER розглядається з 80-х років минулого століття, проте через фінансові та технічні складнощі вартість проекту постійно зростає, а дата початку будівництва постійно відкладається. У 2009 році фахівці розраховували, що роботи зі створення реактора розпочнуться у 2010 році. Пізніше цю дату пересунули, а як час запуску реактора називався спочатку 2018, а потім 2019 рік.

Реакції термоядерного синтезу – це реакції злиття ядер легких ізотопів з утворенням ядра важчого, що супроводжується величезним викидом енергії. У теорії в термоядерних реакторах можна отримувати багато енергії з низькими витратами, але на даний момент вчені витрачають набагато більше енергії та грошей на запуск та підтримку реакції синтезу.

Термоядерний синтез – це дешевий та екологічно безпечний спосіб видобутку енергії. На Сонці вже мільярди років відбувається некерований термоядерний синтез – з важкого ізотопу водню дейтерію утворюється гелій. При цьому виділяється величезна кількість енергії. Однак на Землі люди поки що не навчилися керувати подібними реакціями.

Як паливо в реакторі ІТЕР будуть використовуватися ізотопи водню. У ході термоядерної реакції енергія виділяється при з'єднанні легких атомів у більш тяжкі. Щоб досягти цього, необхідно розігріти газ до температури понад 100 мільйонів градусів – набагато вище за температуру в центрі Сонця. Газ за такої температури перетворюється на плазму. Атоми ізотопів водню при цьому зливаються, перетворюючись на атоми гелію з виділенням великої кількості нейтронів. Електростанція, що працює на цьому принципі, використовуватиме енергію нейтронів, що уповільнюються шаром щільної речовини (літію).

Чому створення термоядерних установок таке затягнулося?

Чому ж такі важливі та цінні установки, переваги яких обговорюються майже півстоліття, ще не створено? Існують три основні причини (розглянуті нижче), першу з яких можна назвати зовнішньою чи суспільною, а дві інші – внутрішніми, тобто зумовленими законами та умовами розвитку самої термоядерної енергетики.

1. Довгий час вважалося, що проблема практичного використання енергії термоядерного синтезу не вимагає термінових рішень і дій, оскільки ще у 80-х роках минулого століття джерела викопного палива здавалися невичерпними, а проблеми екології та зміни клімату не хвилювали громадськість. У 1976 році Консультативний комітет з термоядерної енергії в Міністерстві енергетики США спробував оцінити терміни здійснення НДДКР та створення демонстраційної термоядерної енергетичної установки за різних варіантів фінансування досліджень. При цьому виявилося, що обсяги річного фінансування досліджень у цьому напрямі зовсім недостатні, і при збереженні існуючого рівня асигнувань створення термоядерних установок ніколи не завершиться успіхом, оскільки кошти, що виділяються, не відповідають навіть мінімальному, критичному рівню.

2. Більш серйозна перешкода на шляху розвитку досліджень у цій галузі полягає в тому, що термоядерну установку типу, що обговорюється, не можна створити і продемонструвати в малих розмірах. З наведених далі пояснень стане ясно, що для термоядерного синтезу необхідне не тільки магнітне утримання плазми, а й достатній її нагрівання. Відношення енергії, що витрачається і одержується, зростає, щонайменше, пропорційно квадрату лінійних розмірів установки, внаслідок чого науково-технічні можливості і переваги термоядерних установок можуть бути перевірені і продемонстровані лише на досить великих станціях, типу згадуваного реактора ITER. Суспільство просто не було готове до фінансування таких великих проектів, доки не було достатньої впевненості в успіху.

3. Розвиток термоядерної енергетики мало дуже складний характер, проте (незважаючи на недостатнє фінансування та труднощі вибору центрів для створення установок JET та ITER) в останні роки спостерігається явний прогрес, хоча станція, що діє, ще не створена.

Сучасний світ стоїть перед дуже серйозним енергетичним викликом, який точніше можна назвати «невизначеною енергетичною кризою». Проблема пов'язана з тим, що запаси викопних горючих речовин можуть вичерпатися вже в другій половині цього століття. Більше того, спалювання викопних палив може призвести до необхідності якимось чином пов'язувати і «зберігати» вуглекислий газ, що випускається в атмосферу (згадана вище програма CCS) для запобігання серйозним змінам у кліматі планети.

В даний час майже вся енергія, що споживається людством, створюється спалюванням викопних палив, а вирішення проблеми може бути пов'язане з використанням сонячної енергії або ядерної енергетики (створенням реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах тощо). Глобальна проблема, зумовлена ​​зростанням населення країн, що розвиваються, і їх потребою у підвищенні рівня життя та збільшенні обсягу виробленої енергії, не може бути вирішена тільки на основі розглянутих підходів, хоча, звичайно, слід заохочувати будь-які спроби розвитку альтернативних методів вироблення енергії.

Власне, у нас невеликий вибір стратегій поведінки та розвиток термоядерної енергетики є виключно важливим, навіть незважаючи на відсутність гарантії успіху. Газета Financial Times (від 25.01.2004) писала з цього приводу:

«Навіть у тому випадку, якщо витрати на проект ITER значно перевищать вихідний кошторис, навряд чи вони досягнуть рівня 1 мільярда доларів на рік. Такий рівень витрат слід вважати вельми скромною платою за цілком розумну можливість створити нове джерело енергії для всього людства, особливо з урахуванням того, що вже в цьому столітті нам неминуче доведеться розлучитися зі звичкою марнотратно і безрозсудно спалювати викопні види палива».

Сподіватимемося на те, що жодних великих і несподіваних сюрпризів на шляху розвитку термоядерної енергетики не буде. У цьому випадку приблизно через 30 років ми зуміємо вперше подати електричний струм від неї в енергетичні мережі, а ще через 10 років почне працювати перша комерційна термоядерна електростанція. Можливо, що в другій половині нашого століття енергія ядерного синтезу почне замінювати викопні палива і поступово відіграватиме важливу роль у забезпеченні людства енергією в глобальному масштабі.

Немає абсолютної гарантії, що завдання створення термоядерної енергетики (як ефективне і великомасштабне джерело енергії для всього людства) завершиться успішно, але ймовірність успіху в цьому напрямку досить висока. З огляду на величезний потенціал термоядерних станцій можна вважати виправданими всі витрати на проекти їх швидкого (і навіть прискореного) розвитку, тим більше, що ці капіталовкладення виглядають дуже скромними на тлі жахливого за обсягом світового енергетичного ринку (4 трильйони доларів на рік8). Забезпечення потреб людства енергії є дуже серйозною проблемою. У міру того, як викопне паливо стає все менш доступним (крім цього його використання стає небажаним), ситуація змінюється, і ми просто не можемо дозволити собі не розвивати термоядерну енергетику.

На запитання "Коли з'явиться термоядерна енергетика?" Лев Арцимович (визнаний піонер і лідер досліджень у цій галузі) якось відповів, що «вона буде створена, коли стане справді необхідною людству»

ІТЕР стане першим термоядерним реактором, який вироблятиме більше енергії, ніж споживатиме. Вчені вимірюють цю характеристику за допомогою простого коефіцієнта, який вони називають Q. Якщо ІТЕР дозволить досягти всіх поставлених наукових цілей, то він вироблятиме в 10 разів більше енергії, ніж споживати. Останній з побудованих пристроїв – «Спільний європейський тор» в Англії – є дрібнішим прототипом термоядерного реактора, який на остаточному етапі наукових досліджень досяг значення Q, що дорівнює майже 1. Це означає, що він виробляв рівно стільки ж енергії, скільки споживав. ІТЕР дозволить перевершити цей результат, продемонструвавши створення енергії в процесі термоядерного синтезу і досягнувши значення Q, що дорівнює 10. Ідея полягає в тому, щоб при обсязі споживання енергії на рівні приблизно 50 МВт виробляти 500 МВт. Таким чином, однією з наукових цілей ІТЕР є довести, що може бути досягнуто значення Q, що дорівнює 10.

Інша наукова мета полягає в тому, що ІТЕР матиме досить тривалий час "горіння" - імпульс збільшеної тривалості до однієї години. ІТЕР – це науково-дослідний експериментальний реактор, який не може виробляти енергію постійно. Коли ІТЕР почне працювати, він буде увімкнений протягом однієї години, після чого його необхідно буде відключити. Це важливо тому, що досі створювані нами типові пристрої були здатні мати час горіння завдовжки кілька секунд або навіть десятих часток секунд - це максимум. «Спільний європейський тор» досяг свого значення Q, що дорівнює 1, при часі горіння приблизно дві секунди при довжині імпульсу 20 секунд. Але процес, який триває кілька секунд, не є по-справжньому постійним. За аналогією із запуском двигуна автомобіля: короткочасне включення двигуна з наступним вимкненням - це ще не справжня експлуатація автомобіля. Тільки коли ви проїдете на вашому автомобілі протягом півгодини, він вийде на постійний режим роботи та продемонструє, що на такому автомобілі справді можна їхати.

Тобто, з технічної та наукової точок зору, ІТЕР забезпечить значення Q, що дорівнює 10, та збільшений час горіння.

Програма термоядерного синтезу має воістину міжнародний, широкий характер. Люди вже зараз розраховують на успіх ІТЕР і думають про наступний крок – створення прототипу промислового термоядерного реактора під назвою ДЕМО. Щоб побудувати його, необхідно, щоб ІТЕР працював. Ми повинні досягти наших наукових цілей, тому що це означатиме, що ідеї, які ми висуваємо, цілком здійсненні. Проте, я погоджуюсь з тим, що завжди слід думати про те, що буде далі. Крім того, в процесі експлуатації ІТЕР протягом 25-30 років наші знання поступово поглибляться та розширяться, і ми зможемо більш точно намітити наш наступний крок.

Справді, суперечок про те, чи ІТЕР повинен бути саме токамаком, не виникає. Деякі вчені ставлять питання зовсім інакше: чи ІТЕР повинен бути? Фахівці в різних країнах, які розвивають власні, не такі масштабні термоядерні проекти, стверджують, що такий великий реактор зовсім не потрібен.

Втім, їхню думку навряд чи варто вважати авторитетною. У створенні ІТЕР були задіяні фізики, які працюють із тороїдальними пастками вже кілька десятків років. В основу пристрою експериментального термоядерного реактора в Карадаші лягли всі знання, отримані в ході експериментів на десятках попередників-токамаків. І ці результати говорять про те, що реактор обов'язково винен токамаком, причому великим.

JET На даний момент найуспішнішим токамаком можна вважати JET, побудований ЄС у британському містечку Ебінгдоні. Це найбільший із створених сьогодні реакторів типу токамак, великий радіус плазмового тора 2,96 метрів. Потужність термоядерної реакції досягає вже більше 20 мегават при часі утримання до 10 секунд. Реактор повертає близько 40% вкладеної в плазму енергії.

Саме фізика плазми визначає енергобаланс, – розповів Infox.ru Ігор Семенов. Що таке енергобаланс доцент МФТІ описав на простому прикладі: «Всі ми бачили, як горить багаття. Насправді, там не дрова горять, а газ. Енергетичний ланцюжок там ось який: горить газ, гріє дрова, дрова випаровуються, знову горить газ. Тому, якщо ми пліснемо у вогонь води, то різко заберемо з системи енергію на фазовий перехід рідкої води в пароподібний стан. Баланс стане негативним, багаття згасне. Є й інший спосіб - ми просто можемо взяти і головешки рознести у просторі. Багаття теж згасне. Так само і в термоядерному реакторі, який ми будуємо. Розміри вибрано так, щоб створити для даного реактора відповідний позитивний енергобаланс. Достатній, щоб у майбутньому побудувати справжню ТЯЕС, вирішивши на цьому експериментальному етапі всі проблеми, які на даний момент залишаються невирішеними».

Розміри реактора якось змінювалися. Це сталося на рубежі XX-XXI століття, коли США вийшли з проекту, а члени, що залишилися, зрозуміли, що бюджет ІТЕР (на той момент він оцінювався в 10 мільярдів доларів США) занадто великий. Від фізиків та інженерів вимагали зменшити вартість установки. А зробити це можна було лише за рахунок розмірів. Керував «перепроектуванням» ІТЕР французький фізик Роберт Аймар (Robert Aymar), який раніше працював на французькому токамаку Tore Supra у Карадаші. Зовнішній радіус плазмового тора було скорочено з 8,2 до 6,3 метра. Втім, ризики, пов'язані із зменшенням розміру, частково компенсували кілька додаткових надпровідних магнітів, які дозволили реалізувати відкритий і досліджений режим утримання плазми.

Термоядерний реактор ще не працює і запрацює нескоро. Але вчені вже точно знають, як його влаштовано.

Теорія

Як паливо для термоядерного реактора може виступати Гелій-3 один з ізотопів гелію. Він рідко зустрічається на Землі, але його дуже багато на Місяці. На цьому будується сюжет однойменного фільму Дункана Джонса. Якщо ви читаєте цю статтю, фільм вам точно сподобається.

Реакція ядерного синтезу - це коли два маленькі атомні ядра зліплюються в одне велике. Це реакція, зворотна. Наприклад, можна зіткнути два ядра водню, щоб отримати гелій.

За такої реакції виділяється величезна кількість енергії завдяки різниці мас: маса частинок до реакції більше, ніж маса отриманого великого ядра. Ця маса і перетворюється на енергію завдяки.

Але для того, щоб відбулося злиття двох ядер, треба подолати їхню силу електростатичного відштовхування і сильно притиснути один до одного. А на невеликих відстанях, порядку розміру ядер, діють вже набагато більші ядерні сили, завдяки яким ядра притягуються один до одного і об'єднуються в одне велике ядро.

Тому реакція термоядерного синтезу може проходити тільки при дуже високих температурах, щоб швидкість ядер була такою, що при зіткненні їм вистачило енергії настільки наблизитися один до одного, щоб запрацювали ядерні сили та відбулася реакція. Ось звідки в назві взялося "термо-".

Практика

Де енергія, там і зброя. Під час холодної війни СРСР та США розробили термоядерні (або водневі) бомби. Ця руйнівна зброя, створена людством, теоретично вона може знищити Землю.

Саме температура і є основною перешкодою використовувати термоядерну енергію на практиці. Немає матеріалів, які зможуть утримати таку температуру і не розплавитися.

Але вихід є, можна утримувати плазму завдяки сильному. У спеціальних пристроях токамаках плазму можуть утримати у формі бублика величезні потужні магніти.

Термоядерна електростанція безпечна, екологічно чиста та дуже економічна. Вона може вирішити усі енергетичні проблеми людства. Справа за малим – навчитися будувати термоядерні електростанції.

Міжнародний експериментальний термоядерний реактор

Побудувати термоядерний реактор дуже складно і дуже дорого. Для вирішення такого грандіозного завдання об'єдналися зусилля вчених кількох країн: Росії, США, країн ЄС, Японії, Індії, Китаю, Республіки Корея та Канади.

Зараз будується експериментальний токамак у Франції, коштуватиме він приблизно 15 мільярдів доларів, за планами він буде закінчений до 2019 року і до 2037 року на ньому проводитимуться експерименти. Якщо вони будуть успішними, то може ми ще встигнемо пожити в щасливу епоху термоядерної енергії.

Так що зосередьтеся сильніше і починайте з нетерпінням чекати на результати експериментів, це вам не другий iPad чекати - на кону майбутнє людства.

Песимісти:

«Можна порівняти це із комунізмом. Проблем у цій галузі більше, ніж явних рішень…»;

«Це одна з улюблених тем для написання футуристичних статей про світле майбутнє…»

Оптимісти:

"Це буде, тому що все неймовірне виявлялося або спочатку неможливим, або тим, прогрес чого був критичним фактором для розвитку техніки ...";

"Термоядерна енергетика - це, хлопці, наше неминуче майбутнє, і нікуди від нього не подітися ..."

Визначимося з термінами

- Що таке керований термоядерний синтез?

Олена Корешєва: Керований термоядерний синтез (УТС) – це напрямок досліджень, метою якого є промислове використання енергії термоядерних реакцій синтезу легких елементів.

Вчені всього світу розпочали ці дослідження, коли термоядерний синтез у його некерованій стадії був продемонстрований під час вибуху під Семипалатинськом першої у світі водневої бомби. Проект такої бомби був розроблений в СРСР у 1949 році Андрієм Сахаровим та Віталієм Гінзбургом – майбутніми Нобелівськими лауреатами з ФІАН – Фізичного інституту ім. П. М. Лебедєва Академії наук СРСР, а 5 травня 1951 року було випущено постанову Ради міністрів СРСР про розгортання робіт з термоядерної програми під керівництвом І. У. Курчатова.

На відміну від ядерної бомби, під час вибуху якої енергія виділяється внаслідок розподілу атомного ядра, у водневої бомбі відбувається термоядерна реакція, основна енергія якої виділяється при горінні важкого ізотопу водню – дейтерію.

Необхідні умови для запуску термоядерної реакції – висока температура (~100 млн °C) та висока щільність палива – у водневій бомбі досягаються за допомогою вибуху малогабаритного ядерного запалу.

Щоб реалізувати такі ж умови в лабораторії, тобто перейти від некерованого термоядерного синтезу до керованого, вчені ФІАН академік Н. Г. Басов, лауреат Нобелівської премії 1964 року та академік О. М. Крохін запропонували використовувати випромінювання лазера. Саме тоді, 1964 року, у Фізичному інституті ім. П. М. Лебедєва, та був та інших наукових центрах нашої країни розпочато дослідження з УТС в області з інерційним утриманням плазми. Цей напрямок отримав назву інерційного термоядерного синтезу, або ІТС.

Класична паливна мета, що використовується в експериментах з ІТС, являє собою систему вкладених кульових шарів, найпростіший варіант якої - зовнішня полімерна оболонка і кріогенний шар палива, сформований на її внутрішній поверхні. Основна ідея ІТС – стиснути п'ять міліграмів сферичної паливної мішені до щільностей, що перевищують у тисячу разів щільність твердого тіла.

Стиснення здійснюється зовнішньою оболонкою мішені, речовина якої, інтенсивно випаровуючись під впливом надпотужних лазерних променів або пучків високоенергійних іонів, створює реактивну віддачу. Не випарована частина оболонки як потужний поршень стискає паливо, що знаходиться всередині мішені, і в момент максимального стиснення ударна хвиля, що сходить, піднімає температуру в центрі стисненого палива настільки, що починається термоядерне горіння.

Передбачається, що в камеру реактора ІТС мішені інжектуватимуться з частотою 1-15 Гц, щоб забезпечити їх безперервне опромінення і, відповідно, безперервну послідовність термоядерних мікровибухів, що дають енергію. Це нагадує роботу двигуна внутрішнього згоряння, тільки енергії ми в такому процесі можемо отримати набагато більше.

Інший підхід в УТЗ пов'язаний з магнітним утриманням плазми. Цей напрямок отримав назву магнітного термоядерного синтезу (МТС). Дослідження у цьому напрямі стартували на десять років раніше, на початку 1950-х років. Інститут ім. І. У. Курчатова – піонер цих досліджень, у нашій країні.

- Яке кінцеве завдання цих досліджень?

Володимир Ніколаєв: Кінцеве завдання – використання термоядерних реакцій при виробництві електричної та теплової енергії на сучасних високотехнологічних, екологічно чистих об'єктах генерації, що використовують практично невичерпні енергетичні ресурси, – інерційних термоядерних електростанціях. Цей новий тип електростанцій повинен згодом замінити звичні нам працюючі на вуглеводневому паливі (газ, вугілля, мазут) теплові електростанції (ТЕС), а також атомні електростанції (АЕС). Коли ж це станеться? За словами академіка Л. А. Арцимовича, одного з лідерів досліджень УТС у нашій країні, термоядерна енергетика буде створена тоді, коли стане справді необхідною людству. Така необхідність з кожним роком стає все гострішою, і ось з яких причин:

1. Згідно з прогнозами, зробленими у 2011 році Міжнародним енергетичним агентством (МЕА), світове річне споживання електроенергії у період між 2009 та 2035 роками зросте більш ніж у 1,8 рази – з 17200 ТВт-год на рік до більш ніж 31700 ТВт-ч на рік, при щорічному темпі зростання 2,4 відсотка.

2. Застосовувані людством заходи, створені задля економію енергії, застосування різноманітних енергозберігаючих технологій з виробництва та у побуті, на жаль, не дають відчутного результату.

3. Більше 80 відсотків споживаної у світі енергії зараз виробляється за рахунок спалювання копалин – нафти, вугілля та природного газу. Прогнозоване через п'ятдесят сто років виснаження запасів цього викопного палива, а також нерівномірність розташування родовищ цих копалин, віддаленість даних родовищ від електростанцій, що вимагає додаткових витрат на транспортування енергетичних ресурсів, необхідність в окремих випадках нести додаткові істотні витрати на збагачення і на підготовку палива спалювання.

4. Розвиток відновлюваних джерел енергії на основі сонячної енергії, енергії вітру, гідроенергетики, біогазу (нині на ці джерела припадає близько 13-15 відсотків енергії, що споживається у світі) обмежується такими факторами, як залежність від кліматичних особливостей місця знаходження електростанції, залежність від пори року і навіть доби. Сюди слід також додати відносно невеликі номінальні потужності вітроустановок та сонячних станцій, необхідність відведення під вітропарки значних територій, нестабільність режимів роботи вітро- та сонячних електростанцій, що створює технічні складності вбудовування даних об'єктів у режим роботи електроенергетичної системи тощо.

- Які прогнози на майбутнє?

Володимир Ніколаєв: Основним кандидатом на лідируючі позиції в енергетиці майбутнього є ядерна енергія – енергія атомних електростанцій та енергія керованого термоядерного синтезу Якщо нині близько 18 відсотків споживаної Росії енергії – це енергія атомних електростанцій, то керований термоядерний синтез ще здійснено у промислових масштабах. Ефективне рішення практичного використання УТС дозволить опанувати екологічно чисте, безпечне і практично невичерпне джерело енергії.

А де реальний досвід впровадження?

- Чому ж УТС так довго чекає свого впровадження? Адже перші роботи у цьому напрямі були проведені Курчатовим ще у 1950-х?

Володимир Ніколаєв: Довгий час взагалі вважалося, що проблема практичного використання енергії термоядерного синтезу не вимагає термінових рішень, оскільки ще у 80-х роках минулого століття джерела викопного палива здавалися невичерпними, а проблеми екології та зміни клімату не стояли так гостро, як зараз.

Крім того, освоєння проблеми УТС спочатку вимагало розвитку абсолютно нових наукових напрямів – фізики високотемпературної плазми, фізики надвисоких густин енергії, фізики аномальних тисків. Потрібно було розвиток комп'ютерних технологій і розробка низки математичних моделей поведінки речовини під час запуску термоядерних реакцій. Для перевірки теоретичних результатів потрібно зробити технологічний ривок у створенні лазерів, іонних та електронних джерел, паливних мікромішеней, діагностичного обладнання, а також створити масштабні лазерні та іонні установки.

І ці зусилля не пропали даремно. Зовсім недавно, у вересні 2013 року, в експериментах США на потужній лазерній установці NIF вперше продемонстровано так звану «наукову рентабельність» (scientific breakeven): енергія, що виділилася в термоядерних реакціях, перевершила енергію, вкладену в стиснення і . Це є додатковим стимулом для прискорення розвитку існуючих у світі програм, націлених на демонстрацію можливості комерційного використання термоядерного реактора.

За різними прогнозами, перший досвідчений зразок термоядерного реактора буде запущений у період до 2040 року, як результат дії низки міжнародних проектів та державних програм, у тому числі це міжнародний реактор ITER на основі МТС, а також національні програми побудови реакторів на основі ІТС у США, Європі та Японії. Таким чином, від запуску процесів некерованого термоядерного синтезу до запуску першої електростанції УТС мине сімдесят-вісімдесят років.

Щодо тривалості впровадження УТС, хочу пояснити, що 80 років аж ніяк не є великим терміном. Наприклад, від моменту винаходу Алессандро Вольтою першого гальванічного елемента в 1800 до моменту запуску першого дослідного зразка електростанції Томасом Едісоном в 1882 минуло вісімдесят два роки. А якщо говорити про відкриття та перші дослідження Вільямом Гілбертом електричних та магнітних явищ (1600 рік), то до практичного застосування цих явищ пройшло більше двох століть.

- Які наукові та практичні напрями використання інерційного керованого термоядерного синтезу?

Олена Корешєва: Реактор ІТС – це екологічно чисте джерело енергії, яке зможе конкурувати економічно з традиційними джерелами на органічному паливі та АЕС Зокрема, прогноз Ліверморської національної лабораторії США передбачає повну відмову енергетики США від сучасних АЕС та їхнє повне заміщення системами ІТС до 2090 року.

Технології, розроблені при створенні реактора ІТС, можуть бути використані у різних галузях промисловості країни.

Але насамперед необхідно створити механічний макет реактора, або ММР, який дозволить оптимізувати основні процеси, пов'язані із частотою та синхронністю доставки паливних мішеней у зону термоядерного горіння. Запуск ММР та проведення на ньому тестових експериментів є необхідною стадією розробки елементів комерційного реактора.

Ну і, нарешті, реактор ІТС це потужне джерело нейтронів з нейтронним виходом до 1020 н/сек, а щільність потоку нейтронів у ньому досягає колосальних величин і може перевищувати 1020 н/сек-см 2 в середньому і 1027 н/сек-см 2 імпульс поблизу зони реакції. Реактор ІТС як потужне джерело нейтронів є унікальним інструментом дослідження у таких напрямках, як фундаментальні дослідження, енергетика, нано- та біотехнології, медицина, геологія, проблеми безпеки.

Що стосується наукових напрямів використання ІТС, то вони включають вивчення фізики, пов'язаної з еволюцією наднових зірок та інших астрофізичних об'єктів, дослідження поведінки речовини в екстремальних умовах, отримання трансуранових елементів та ізотопів, що не існують у природі, дослідження фізики взаємодії лазерного випромінювання з плазмою та багато іншого інше.

- На вашу думку, а чи є взагалі необхідність переходу на УТС як на альтернативне джерело енергії?

Володимир Ніколаєв: Існує кілька аспектів необхідності такого переходу Насамперед це екологічний аспект: загальновідомий і доведений факт згубного впливу на навколишнє середовище традиційних енергодобувних технологій, як вуглеводневих, так і атомних.

Не варто забувати і політичний аспект цієї проблеми, адже освоєння альтернативної енергетики дозволить країні претендувати на світову першість та фактично диктувати ціни на паливні ресурси.

Далі зазначимо той факт, що видобувати паливні ресурси стає дедалі дорожче, а їхнє спалювання стає дедалі менш доцільним. Як говорив Д. І. Менделєєв, "топити нафтою - це все одно, що топити асигнаціями". Тому перехід на альтернативні технології в енергетиці дозволить зберегти вуглеводневі ресурси країни для їх використання у хімічній та інших галузях промисловості.

І нарешті, оскільки чисельність та щільність населення постійно зростають, стає все важче знайти райони будівництва АЕС та ГРЕС, де виробництво енергії було б рентабельним та безпечним для навколишнього середовища.

Отже, з погляду соціальних, політичних, економічних чи екологічних аспектів створення керованого термоядерного синтезу питань таки виникає.

Основна складність полягає в тому, що для досягнення мети необхідно вирішити безліч проблем, які раніше не стояли перед наукою, а саме:

Зрозуміти та описати складні фізичні процеси, що відбуваються в реагуючій паливній суміші,

Підібрати та випробувати відповідні конструкційні матеріали,

Розробити потужні лазери та джерела рентгенівського випромінювання,

Розробити імпульсні системи живлення, здатні створювати потужні пучки частинок,

Розробити технологію масового виробництва паливних мішеней та систему їх безперервної подачі в камеру реактора синхронно з приходом туди імпульсів лазерного випромінювання або пучків частинок та багато іншого.

Тому на перший план виходить проблема створення Федеральної цільової державної програми розвитку інерційного керованого термоядерного синтезу в нашій країні, а також питання її фінансування.

- А буде безпечним керований термоядерний синтез? Які наслідки для екології населення можуть бути в результаті позаштатної ситуації?

Олена Корешєва: По-перше, можливість критичної аварії на термоядерній електростанції виключена повністю через принцип її роботи p align="justify"> Пальне для термоядерного синтезу критичної маси не має, і, на відміну від реакторів АЕС, в реакторі УТС процес реакції можна зупинити за частки секунди у разі виникнення будь-яких позаштатних ситуацій.

Конструкційні матеріали для термоядерної електростанції підбиратимуться таким чином, що в них не утворюватимуться довгоживучі ізотопи через активацію нейтронами. Це означає, що можна створити «чистий» реактор, не обтяжений проблемою тривалого зберігання радіоактивних відходів. За оцінками, після зупинки термоядерної електростанції, що відпрацювала свій термін, її можна буде утилізувати через двадцять-тридцять років без застосування спеціальних заходів захисту.

Важливо підкреслити, що енергія термоядерного синтезу є потужним та екологічно чистим джерелом енергії, що використовує, зрештою, як паливо просту морську воду. При даній схемі вилучення енергії не виникає ні парникових ефектів, як при спалюванні органічного палива, ні радіоактивних відходів, що довго живуть, як при роботі АЕС.

Термоядерний реактор набагато безпечніший за ядерний реактор, насамперед у радіаційному відношенні. Як говорилося вище, можливість критичної аварії на термоядерній електростанції виключено. Навпаки, на АЕС існує можливість великої радіаційної аварії, що пов'язане із самим принципом її роботи. Найяскравіший приклад – це аварії на Чорнобильській АЕС у 1986 році та на АЕС Фукусіма-1 у 2011 році. Кількість радіоактивних речовин, що знаходяться в реакторі УТС, невелика. Основний радіоактивний елемент тут – тритій, який слабко радіоактивний, має період напіврозпаду 12,3 року та легко утилізується. Крім того, у конструкції реактора УТС є кілька природних бар'єрів, що перешкоджають розповсюдженню радіоактивних речовин. Термін служби атомної електростанції з урахуванням продовження її дії становить від тридцяти п'яти до п'ятдесяти років, після чого станцію необхідно виводити з експлуатації. У реакторі АЕС і навколо реактора залишається велика кількість радіоактивних матеріалів, причому чекати зниження радіоактивності треба багато десятиліть. Це призводить до виведення з господарського обороту великих територій та матеріальних цінностей.

Зазначимо також, що з погляду можливості аварійного витоку тритію майбутні станції на основі ІТС, безперечно, мають перевагу перед станціями на основі магнітного термоядерного синтезу. У станціях ІТС кількість тритію, що одночасно перебуває в паливному циклі, обчислюється грамами, максимум десятками грамів, у магнітних системах ця кількість повинна становити десятки кілограмів.

- А вже є установки, що працюють на принципах інерційного термоядерного синтезу? І якщо є, то як вони ефективні?

Олена Корешєва: З метою демонстрації енергії термоядерного синтезу, одержуваної за схемою ІТС, у багатьох країнах світу побудовано досвідчені лабораторні установки. Найбільш потужні серед них такі:

У Лоуренсівській Ліверморській національній лабораторії США з 2009 року діє лазерна установка NIF з енергією лазера 1,8 МДж, зосередженою у 192 пучках лазерного випромінювання;

У Франції (Бордо) введено в дію потужне встановлення LMJ з енергією лазера 1,8 МДж у 240 пучках лазерного випромінювання;

У Євросоюзі створюється потужна лазерна установка HiPER (High Power laser Energy Research) з енергією 0,3-0,5 МДж, функціонування якої потребує виробництва та доставки паливних мішеней із високою частотою >1 Гц;

У Лабораторії лазерної енергетики США діє лазерна установка OMEGA, енергія лазера – 30 кДж енергії зосереджено у шістдесят пучках лазерного випромінювання;

У Військово-морській лабораторії (NRL) США побудовано найпотужніший у світі криптон-фторовий лазер NIKE з енергією від 3 до 5 кДж у п'ятдесяти шести пучках лазерного випромінювання;

У Японії у Лабораторії лазерної техніки університету міста Осаки діє багатопучкова лазерна установка GEKKO-XII, енергія лазера – 15-30 кДж;

У Китаї діє установка SG-III з енергією лазера 200 кДж у шістдесяти чотирьох пучках лазерного випромінювання;

У Російському федеральному ядерному центрі – ВНДІ експериментальної фізики (РФЯЦ-ВНДІЕФ, Саров) діють установки ІСКРА-5 (дванадцять пучків лазерного випромінювання) та ПРОМІНЬ (чотири пучка лазерного випромінювання). Енергія лазера у цих установках становить 12-15 кДж. Тут же у 2012 році розпочато будівництво нової установки УФО-2М з енергією лазера 2,8 МДж у 192 пучках. Планується, що запуск цього найпотужнішого у світі лазера відбудеться в 2020 році.

Метою роботи перелічених установок ІТС є демонстрація технічної рентабельності ІТС, коли енергія, що виділилася термоядерних реакціях, перевищує всю вкладену енергію. На сьогоднішній день продемонстровано так званий scientific breakeven, тобто наукову рентабельність ІТС: енергія, що виділилася в термоядерних реакціях, вперше перевершила енергію, вкладену в стиснення та нагрівання палива.

- За вашою оцінкою, установки, що використовують керований термоядерний синтез, можуть бути економічно вигідними вже сьогодні? Чи можуть вони скласти реальну конкуренцію станціям, що діють?

Володимир Ніколаєв: Керований термоядерний синтез – це реальний конкурент таких випробуваних джерел енергії, як вуглеводневе паливо та атомні електростанції, оскільки запаси палива для електростанції УТС практично невичерпні. Кількість важкої води, що містить дейтерій, у світовому океані становить близько 1015 тонн. Літій, з якого напрацьовується другий компонент термоядерного палива, тритій, уже зараз виробляється у світі десятками тисяч тонн на рік і коштує недорого. При цьому 1 г дейтерію може дати енергії в 10 мільйонів разів більше, ніж 1 г вугілля, а 1 г суміші дейтерій-тритій дасть стільки ж енергії, скільки 8 тонн нафти.

Крім того, реакції синтезу є потужнішим джерелом енергії, ніж реакції поділу урану-235: при термоядерному синтезі дейтерію і тритію виділяється в 4,2 рази більше енергії, ніж при розподілі такої ж маси ядер урану-235.

Утилізація відходів на АЕС – найскладніший і найдорожчий технологічний процес, тоді як термоядерний реактор практично безвідходний і, відповідно, чистий.

Відзначимо також важливий аспект експлуатаційних характеристик ІТЕС, таких як адаптивність системи до зміни енергетичних режимів. На відміну від АЕС, процес зниження потужності в ІТЕС примітивно простий – достатньо знизити частоту подачі термоядерних паливних мішеней у камеру реактора. Звідси ще одна важлива перевага ІТЕС у порівнянні з традиційною АЕС: ІТЕС є більш маневреною. Можливо, у майбутньому це дозволить використовувати потужні ІТЕС не тільки в «базовій» частині графіка навантаження енергосистеми, поряд з потужними «базовими» ГЕС та АЕС, але також розглядати ІТЕС як максимально маневрені «пікові» електростанції, що забезпечують стійку роботу великих енергосистем. Або використовувати ІТЕС у період добових піків навантаження електросистеми, коли наявних потужностей інших станцій не вистачає.

– Чи проводяться сьогодні в Росії чи інших країнах наукові розробки щодо створення конкурентної, економічно вигідної та безпечної інерційної термоядерної енергетичної станції?

Олена Корешєва: У США, Європі та Японії вже існують довгострокові національні програми побудови до 2040 року електростанції, що діє на основі ІТС. Планується, що вихід на оптимальні технології відбудеться до 2015-2018 років, а демонстрація роботи пілотної установки у безперервному режимі вироблення електроенергії – до 2020-2025 років. У Китаї діє програма побудови та запуску у 2020 році лазерної установки реакторного масштабу SG-IV з енергією лазера 1,5 МДж.

Нагадаємо, що для забезпечення безперервного режиму генерації енергії подача палива до центру камери реактора ІТЕС та одночасне подання туди лазерного випромінювання повинні здійснюватися з частотою 1-10 Герц.

У Військово-морській лабораторії (NRL) США для відпрацювання реакторних технологій створено установку ELEKTRA, що діє з частотою 5 Гц при енергії лазера 500-700 Джоулів. До 2020 року планується збільшити енергію лазера у тисячу разів.

Потужна дослідна установка ІТС з енергією 0,3-0,5 МДж, яка працюватиме в частотному режимі, створюється у рамках Європейського проекту HiPER. Ціль цієї програми: демонстрація можливості отримання енергії термоядерного синтезу в частотному режимі, як це характерно для роботи інерційної термоядерної енергетичної станції.

Відзначимо також державний проект Республіки Південна Корея зі створення інноваційного потужного частотного лазера в Корейському Прогресивному фізико-технічному інституті KAIST.

У Росії, у Фізичному інституті ім. П. М. Лебедєва, розроблено та продемонстровано унікальний метод FST, який є перспективним шляхом вирішення проблеми частотного формування та доставки кріогенних паливних мішеней у реактор ІТС. Тут також створено лабораторне обладнання, яке моделює весь процес приготування реакторної мішені від її заповнення паливом до здійснення частотної доставки в лазерний фокус. На замовлення програми HiPER фахівці ФІАН розробили проект фабрики мішеней, що працює на основі методу FST та забезпечує безперервне виробництво паливних мішеней та їх частотну доставку у фокус експериментальної камери HiPER.

У США існує довгострокова програма LIFE, націлена на побудову до 2040 року першої електростанції ІТС. Програма LIFE буде розвиватися на основі потужної лазерної установки NIF, що діє в США, з енергією лазера 1,8 МДж.

Зазначимо, що в останні роки дослідження взаємодії дуже інтенсивного (1017-1018 Вт/см 2 і вище) лазерного випромінювання з речовиною призвели до відкриття нових, раніше невідомих фізичних ефектів. Це відродило надії на здійснення простого і ефективного способу запалювання термоядерної реакції в стиснутому паливі плазмовими блоками (так званий side-on ignition), який був запропонований ще більше тридцяти років тому, але не міг бути реалізований при технологічному рівні. Для реалізації цього підходу необхідний лазер з пікосекундною тривалістю імпульсу і потужністю 10-100 петават. Зараз дослідження з цієї тематики інтенсивно ведуться у всьому світі, лазери потужністю 10 петаватт (ПВт) вже збудовані. Наприклад, це лазерна установка VULCAN у лабораторії Резерфорда та Апплтона у Великій Британії. Як показують розрахунки, при використанні такого лазера в ІТС цілком досяжні умови запалювання для безнейтронних реакцій, таких як протон-бор або протон-літій. І тут у принципі знімається проблема радіоактивності.

В рамках УТС альтернативною технологією по відношенню до інерційного термоядерного синтезу є магнітний термоядерний синтез. Ця технологія розвивається у світі паралельно з ІТС, наприклад, у рамках міжнародної програми ITER. Будівництво міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER на основі системи типу ТОКАМАК здійснюється на півдні Франції в дослідному центрі Кадараш. З російської сторони в проекті ITER зайняті багато підприємств Росатому та інших відомств під загальною координацією заснованого Росатомом Проектного центру ITER. Метою створення ITER є вивчення умов, які мають виконуватися при роботі енергетичних термоядерних установок, а також створення на цій основі економічно вигідних електростанцій, які за розмірами перевищуватимуть ITER принаймні на 30 відсотків у кожному вимірі.

Перспективи у Росії є

- А що може перешкодити успішному побудові термоядерної електростанції в Росії?

Володимир НіколаєвЯк вже згадувалося, існує два напрями розвитку УТС: з магнітним та інерційним утриманням плазми Для успішного вирішення завдання побудови термоядерної електростанції обидва напрями повинні розвиватися паралельно у рамках відповідних федеральних програм, а також російських та міжнародних проектів.

Росія вже бере участь у міжнародному проекті створення першого дослідного зразка реактора УТС – це проект ITER, що стосується магнітного термоядерного синтезу.

Що стосується електростанції на основі ІТС, то такої державної програми в Росії поки що немає. Відсутність фінансування в цій галузі може призвести до значного відставання Росії у світі та втрати існуючих пріоритетів.

Навпаки, за умови відповідних фінансових вкладень відкриваються реальні перспективи побудови інерційної термоядерної електростанції, або ІТЕС, на території Росії.

- Чи є перспективи побудови інерційної термоядерної енергетичної станції в Росії за умови адекватних фінансових вкладень?

Олена Корешєва: Перспективи є Давайте розберемося у цьому докладніше.

ІТЕС складається з чотирьох принципово необхідних частин:

1. Камера згоряння, або реакторна камера, де відбуваються термоядерні мікровибухи, та їх енергія передається теплоносію.

2. Драйвер – потужний лазер, чи прискорювач іонів.

3. Фабрика мішеней – система підготовки та введення палива в реакторну камеру.

4. Тепло-електротехнічне обладнання.

Паливом для такої станції служитиме дейтерій і тритій, а також літій, що входить до складу стінки реакторної камери. Тритій у природі немає, але у реакторі він утворюється з літію за його взаємодії з нейтронами термоядерних реакцій. Кількість важкої води, що містить дейтерій у Світовому океані, як уже говорилося, становить близько ~1015 тонн. З практичного погляду – це нескінченна величина! Вилучення дейтерію з води – це добре відпрацьований та дешевий процес. Літій – це доступний і досить дешевий елемент, що міститься у земній корі. При використанні літію в ІТЕС його вистачить на кілька сотень років. До того ж у більш віддаленій перспективі, з розвитком технології потужних драйверів (тобто лазерів, іонних пучків), передбачається здійснювати термоядерну реакцію на чистому дейтерії або на паливній суміші, що містить лише малу кількість тритію. Отже, вартість палива даватиме дуже малий внесок, менше 1 відсотка, у вартість енергії, що виробляється термоядерною електростанцією.

Камера згоряння ІТЕС - це, грубо кажучи, 10-метрова сфера, на внутрішній стінці якої забезпечується циркуляція рідкого, а в деяких варіантах станцій порошкоподібного теплоносія, наприклад літію, який одночасно використовується як для знімання енергії термоядерного мікровибуху, так і для напрацювання тритію. Крім того, в камері передбачено необхідну кількість вхідних вікон для введення мішеней та випромінювання драйвера. Конструкція нагадує корпуси потужних ядерних реакторів або деяких промислових установок хімічного синтезу, практичний досвід створення яких є. Тут ще потрібно вирішити багато проблем, але фундаментальних обмежень немає. Деякі напрацювання за матеріалами такої конструкції та окремими вузлами вже існують, зокрема, у проекті IТER.

Тепло-електротехнічне обладнання – це досить добре відпрацьовані технічні пристрої, які давно використовуються на АЕС. Звичайно, і на термоядерній станції ці системи матимуть порівнянну вартість.

Що ж до найскладніших систем ИТЭС – драйверів і фабрики мішеней, то Росії є гарний заділ, необхідний прийняття державної програми з ИТЭС і здійснення низки проектів як і колаборації з російськими інститутами, і у рамках міжнародного співробітництва. З цього погляду важливим моментом є ті методи та технології, які вже розвинені у російських дослідницьких центрах.

Зокрема, Російський федеральний ядерний центр у Сарові має пріоритетні напрацювання в галузі створення потужних лазерів, виробництва одиничних паливних мішеней, діагностики лазерних систем і термоядерної плазми, а також комп'ютерного моделювання процесів, що відбуваються в ІТС. В даний час в РФЯЦ-ВНДІЕФ реалізується програма УФО-2М побудови найпотужнішого у світі лазера з енергією 2,8 МДж. У програмі бере участь і низка інших російських організацій, зокрема Фізичний інститут ім. П. М. Лебедєва. Успішне виконання програми УФО-2М, започаткованої у 2012 році, – це ще один великий крок Росії на шляху освоєння енергії термоядерного синтезу.

У Російському науковому центрі «Курчатівський інститут» (Москва) спільно з Політехнічним університетом Санкт-Петербурга було проведено дослідження в галузі доставки кріогенного палива за допомогою пневматичного інжектора, які вже зараз використовуються в системах магнітного термоядерного синтезу, таких як ТОКАМАК; досліджено різні системи захисту паливних мішеней у процесі їх доставки в камеру реактора ІТС; досліджено можливість широкого практичного використання ІТС як потужного джерела нейтронів.

У фізичному інституті ім. П. М. Лебедєва РАН (Москва) є необхідні напрацювання у сфері створення фабрики реакторних мішеней. Тут розроблено унікальну технологію частотного виробництва паливних мішеней та створено прототип фабрики мішеней, що працює з частотою 0,1 Гц. Тут також створено та досліджено різні системи доставки мішеней, включаючи гравітаційний інжектор, електромагнітний інжектор, а також нові пристрої транспортування, що працюють на основі квантової левітації. Нарешті, тут розвинені технології високоточного контролю якості мішені та її діагностики у процесі доставки. Частина цих робіт виконана у колаборації з раніше згаданими центрами ІТС у межах десяти міжнародних та російських проектів.

Проте необхідною умовою реалізації розвинених у Росії методів та технологій є прийняття довгострокової Федеральної цільової програми з ІТС та її фінансування.

- Яким, на вашу думку, повинен бути перший крок до освоєння термоядерної енергетики на основі ІТС?

Володимир Ніколаєв: Першим кроком може стати проект «Розробка механічного макета реактора та прототипу ФАБРИКИ МІШЕНІВ для частотного поповнення кріогенним паливом енергетичної станції, що працює на основі інерційного термоядерного синтезу», запропонованого Центром енергоефективності «ІНТЕР РАТ ЄЕС» спільно з Фізичним інститутом ім. П. Н. Лебедєва та НДЦ Курчатовський інститут. Результати, отримані у проекті, дозволять Росії як завоювати стабільний пріоритет у світі області УТС, а й упритул підійти до побудови комерційної електростанції з урахуванням ИТС.

Вже зараз ясно, що майбутні ІТЕС мають будуватися великою одиничною потужністю – як мінімум, кілька гігават. За такої умови вони будуть цілком конкурентоспроможними із сучасними АЕС. Крім того, майбутня термоядерна енергетика дозволить зняти найгостріші проблеми ядерної енергетики – небезпека радіаційної аварії, поховання високоактивних відходів, подорожчання та вичерпання палива для АЕС та ін. Зауважимо, що інерційна термоядерна електростанція з тепловою потужністю 1 гігават реактору розподілу потужністю всього 1 кВт!

– У яких регіонах доцільно розміщувати ІТЕС? Місце інерційної термоядерної енергетичної станції в енергетичній системі Росії?

Володимир Ніколаєв: Як уже говорилося вище, на противагу ТЕС (ДРЕС, ТЕЦ, КЕС) місце розміщення ІТЕС не залежить від розташування джерел палива. Її річна потреба в підвезенні палива становить, приблизно, 1 тонну, причому це безпечні матеріали, що легко транспортуються.

Атомні реактори не можна розташовувати поблизу густонаселених районів через небезпеку аварії. Ці обмеження, характерні для АЕС, відсутні при виборі розташування ІТЕС. ІТЕС може бути розташована поблизу великих міст та промислових центрів. Це знімає проблему підключення станції до єдиної енергосистеми. Крім того, для ІТЕС відсутні недоліки, пов'язані зі складністю будівництва та експлуатації АЕС, а також із труднощами, пов'язаними з переробкою та захороненням ядерних відходів та демонтажем ядерних установок АЕС.

ІТЕС може розміщуватися у віддалених, малонаселених та важкодоступних районах і працювати автономно, забезпечуючи енергоємні технологічні процеси, такі, як, наприклад, виробництво алюмінію та кольорових металів у Східному Сибіру, ​​Магаданській області та Чукотці, якутських алмазів та багато іншого.

Найграндіозніше наукове будівництво сучасності. Як у Франції будують термоядерний реактор ITER

Керований термоядерний синтез – блакитна мрія фізиків та енергетичних компаній, яку вони плекають не одне десятиліття. Укласти штучне Сонце в клітку – чудова ідея. «Але проблема в тому, що ми не знаємо, як створити таку коробку»,- говорив нобелівський лауреат П'єр Жіль де Жен у 1991 році. Однак до середини 2018 року ми вже знаємо як. І навіть будуємо. Найкращі уми світу працюють над проектом міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER - найамбітнішого та найдорожчого експерименту сучасної науки.

Такий реактор коштує вп'ятеро більше, ніж Великий адронний колайдер. Над проектом працюють сотні вчених у всьому світі. Його фінансування запросто може перевалити за 19 млрд євро, а першу плазму по реактору пустять лише у грудні 2025 року. І незважаючи на постійні затримки, технологічні труднощі, недостатнє фінансування з боку окремих країн-учасниць найбільший у світі термоядерний «вічний двигун» будується. Переваг у нього значно більше, ніж недоліків. Яких? Розповідь про саму грандіозну наукову будову сучасності починаємо з теорії.

Що таке токамак?

Під впливом величезних температур та гравітації у глибинах нашого Сонця та інших зірок відбувається термоядерний синтез. Ядра водню зіштовхуються, утворюють важчі атоми гелію, а заразом вивільняють нейтрони і дуже багато енергії.

Сучасна наука дійшла висновку, що при найменшій вихідній температурі найбільше енергії виробляє реакція між ізотопами водню - дейтерієм і тритієм. Але для цього важливими є три умови: висока температура (близько 150 млн градусів за Цельсієм), висока щільність плазми та високий час її утримання.

Справа в тому, що створити таку колосальну густину, як у Сонця, нам не вдасться. Залишається лише нагрівати газ до стану плазми за допомогою надвисоких температур. Але жоден матеріал не здатний винести зіткнення з такою гарячою плазмою. Для цього академік Андрій Сахаров (з подачі Олега Лаврентьєва) у 1950-і роки запропонував використовувати тороїдальні (у вигляді пустотілого бублика) камери з магнітним полем, яке б утримувало плазму. Пізніше і термін вигадали - токамак.

Сучасні електростанції, спалюючи викопне паливо, конвертують механічну потужність (кручення турбін, наприклад) в електрику. Токамаки будуть використовувати енергію синтезу, що абсорбується у вигляді тепла стінками пристрою, для нагрівання та виробництва пари, який і крутитиме турбіни.

Перший токамак у світі. Радянський Т-1. 1954 рік

Невеликі експериментальні токамаки будувалися у всьому світі. І вони успішно довели, що людина може створити високотемпературну плазму та утримувати її деякий час у стабільному стані. Але до промислових зразків ще далеко.

Монтаж Т-15 1980-ті роки

Переваги та недоліки термоядерних реакторів

Типові ядерні реактори працюють на десятках тонн радіоактивного палива (які згодом перетворюються на десятки тонн радіоактивних відходів), тоді як термоядерному реактору потрібні лише сотні грам тритію та дейтерію. Перший можна виробляти на самому реакторі: нейтрони, що вивільняються під час синтезу, будуть впливати на стінки реактора з домішками літію, з якого і з'являється тритій. Запасів літію вистачить на тисячі років. У дейтерії теж не бракує - його у світі виробляють десятками тисяч тонн на рік.

Термоядерний реактор не виробляє викидів парникових газів, що для викопного палива. А побічний продукт у вигляді гелію-4 – це нешкідливий інертний газ.

До того ж, термоядерні реактори безпечні. При будь-якій катастрофі термоядерна реакція просто припиниться без будь-яких серйозних наслідків для навколишнього середовища або персоналу, тому що не буде підтримувати реакцію синтезу: аж надто тепличні умови їй необхідні.

Однак є термоядерні реактори і недоліки. Насамперед це банальна складність запуску самопідтримується реакції. Їй потрібний глибокий вакуум. Складні системи магнітного утримання вимагають величезних надпровідних магнітних котушок.

І не варто забувати про радіацію. Незважаючи на деякі стереотипи про нешкідливість термоядерних реакторів, бомбардування їхнього оточення нейтронами, що утворюються під час синтезу, не скасувати. Це бомбардування призводить до радіації. Тому обслуговування реактора необхідно проводити віддалено. Забігаючи наперед, скажемо, що після запуску безпосереднім обслуговуванням токамака ITER займатимуться роботи.

До того ж, радіоактивний тритій може бути небезпечний при попаданні в організм. Щоправда, достатньо буде подбати про його правильне зберігання та створити бар'єри безпеки на всіх можливих шляхах його розповсюдження у разі аварії. До того ж період напіврозпаду тритію – 12 років.

Коли необхідний мінімальний фундамент теорії закладено, можна і до героя статті.

Найамбіційніший проект сучасності

У 1985 році в Женеві відбулася перша за довгі роки особиста зустріч глав СРСР та США. До цього холодна війна досягла свого піку: наддержави бойкотували Олімпіади, нарощували ядерний потенціал і на переговори йти не збиралися. Цей саміт двох країн на нейтральній території примітний й іншою важливою обставиною. Під час нього генсек ЦК КПРС Михайло Горбачов запропонував реалізувати спільний міжнародний проект із розвитку термоядерної енергетики з мирною метою.

Через рік між американськими, радянськими, європейськими та японськими вченими було досягнуто згоди щодо проекту, почалося опрацювання концептуального дизайну великого термоядерного комплексу ITER. Проробка інженерних деталей затяглася, США то виходили, то поверталися до проекту, до нього згодом приєдналися Китай, Південна Корея та Індія. Учасники поділяли обов'язки щодо фінансування та безпосередніх робіт, а у 2010 році нарешті стартувала підготовка котловану під фундамент майбутнього комплексу. Його вирішили будувати на півдні Франції біля міста Екс-ан-Прованс.

То що таке ITER? Це величезний науковий експеримент та амбітний енергетичний проект з будівництва найбільшого струму у світі. Спорудження має довести можливість комерційного використання термоядерного реактора, а також вирішити фізичні та технологічні проблеми, що виникають на цьому шляху.

З чого складається реактор ITER?

Токамак - це тороїдальна вакуумна камера з магнітними котушками та кріостатом масою 23 тис. тонн. Як уже зрозуміло з визначення, ми маємо камеру. Глибока вакуумна камера. У випадку з ITER це буде 850 кубометрів вільного об'єму камери, в якому на старті буде всього 0,1 г суміші дейтерію і тритію.

1. Вакуумна камера, де й мешкає плазма. 2. Інжектор нейтрального променя та радіочастотне нагрівання плазми до 150 млн градусів. 3. Надпровідні магніти, які приборкують плазму. 4. Бланкети, що захищають камеру та магніти від бомбардування нейтронами та нагрівання. 5. Дивертор, який відводить тепло та продукти термоядерної реакції. 6. Інструменти діагностики вивчення фізики плазми. Включають манометри та нейтронні камери. 7. Кріостат - величезний термос з глибоким вакуумом, який захищає від нагріву магніти та вакуумну камеру

А так виглядає «маленька» вакуумна камера з моделями працівників усередині. Вона 11,4 метра у висоту, а разом із бланкетами та дивертором важитиме 8,5 тис. тонн

На внутрішніх стінках камери розташовані спеціальні модулі, які називаються бланкетами. Усередині них циркулює вода. Вільні нейтрони, що вириваються з плазми, потрапляють у ці бланкети і гальмуються водою. Через що вона нагрівається. Самі бланкети захищають решту махіну від теплового, рентгенівського і вже згаданого нейтронного випромінювання плазми.

Така система потрібна для того, щоб продовжити термін роботи реактора. Кожен бланкет важить близько 4,5 тонни, їх мінятиме роботизована рука приблизно раз на 5-10 років, оскільки цей перший ряд оборони буде підданий випаровуванню і нейтронному випромінюванню.

Але це далеко ще не все. До камери приєднується внутрішньокамерне обладнання, термопари, акселерометри, вже згадані 440 блоків бланкетної системи, системи охолодження, екрануючий блок, дивертор, магнітна система з 48 елементів, високочастотні нагрівачі плазми, інжектор всередині нейтральних атомів і т.д. висотою 30 метрів, що має такий самий діаметр та об'єм 16 тис. кубометрів. Кріостат гарантує глибокий вакуум та ультрахолодну температуру для камери токамака та надпровідних магнітів, які охолоджуються рідким гелієм до температури –269 градусів за Цельсієм.

Днище. Одна третина основи кріостата. Загалом цей «термос» складатиметься з 54 елементів.

А так виглядає кріостат на рендері. Його виробництво доручено Індії. Усередині «термосу» зберуть реактор

Кріостат уже збирають. Тут, наприклад, ви можете бачити віконце, через яке в реактор закидатимуть частинки для нагрівання плазми.

Виробництво цього обладнання розділене між країнами-учасницями. Наприклад, над частиною бланкетів працюють у Росії, над корпусом кріостата – в Індії, над сегментами вакуумної камери – у Європі та Кореї.

Але це аж ніяк не швидкий процес. До того ж, права на помилку у конструкторів немає. Команда ITER спершу моделює навантаження та вимоги до елементів конструкції, їх випробовують на стендах (наприклад, під впливом плазмових гармат, як дивертор), покращують та допрацьовують, збирають прототипи та знову тестують перед тим, як видати фінальний елемент.

Перший корпус тороїдальної котушки. Перший із 18 гігантських магнітів. Одну половину зробили у Японії, іншу - у Кореї

18 гігантських магнітів D-подібної форми розставлені по колу так, щоб утворити непроникну магнітну стіну. Усередині кожного з них укладено 134 витки надпровідного кабелю.

Кожна така котушка важить приблизно 310 тонн

Але одна річ зібрати. І зовсім інше – все це обслуговувати. Через високий рівень радіації доступ до реактора замовлено. Для його обслуговування розроблено цілу родину роботизованих систем. Частина мінятиме бланкети та касети дивертора (вагою під 10 тонн), частина – керуватиметься віддалено для усунення аварій, частина – базуватиметься в кишенях вакуумної камери з HD-камерами та лазерними сканерами для швидкої інспекції. І все це необхідно робити у вакуумі, у вузькому просторі, з високою точністю та у чіткій взаємодії з усіма системами. Завдання складніше ремонту МКС. Токамак ITER стане першим термоядерним реактором, який вироблятиме більше енергії, ніж необхідно для нагрівання самої плазми. До того ж він зможе підтримувати її в стабільному стані набагато довше за нині існуючі установки. Вчені стверджують, що саме для цього і потрібний такий масштабний проект.

За допомогою такого реактора фахівці збираються подолати розрив між нинішніми невеликими експериментальними установками та термоядерними електростанціями майбутнього. Наприклад, рекорд термоядерної потужності був встановлений в 1997 році на токамаку в Британії - 16 МВт при витрачених 24 МВт, тоді як ITER конструювали з прицілом на 500 МВт термоядерної потужності від 50 МВт теплової енергії, що вводиться.

На токамаку будуть випробувані технології нагрівання, контролю, діагностики, кріогеніки та дистанційного обслуговування, тобто всі методики, необхідні для промислового зразка термоядерного реактора.

Обсягів світового виробництва тритію буде недостатньо для електростанцій майбутнього. А тому на ITER відпрацюють також технологію бланкета, що розмножується, містить літій. З нього під дією термоядерних нейтронів і синтезуватимуть тритій.

Однак не варто забувати, що це нехай і дорогий, але експеримент. Токамак не буде обладнаний турбінами або іншими системами конвертації тепла на електрику. Тобто, комерційного вихлопу у вигляді безпосередньої генерації енергії не буде. Чому? Тому що це тільки ускладнило б проект із інженерної точки зору і зробило б його ще дорожчим.

Схема фінансування є досить заплутаною. На стадії будівництва, створення реактора та інших систем комплексу приблизно 45% видатків несуть країни Євросоюзу, решта учасників - по 9%. Проте більша частина внесків – це «натура». Більшість компонентів поставляються до ITER безпосередньо від країн-учасниць.

Вони прибувають у Францію морем, та якщо з порту до будмайданчику доставляються дорогою, спеціально переробленої французьким урядом. На 104 км «Шляхи ITER» країна витратила 110 млн євро та 4 роки роботи. Траса була розширена та посилена. Справа в тому, що до 2021 року нею пройдуть 250 конвоїв з величезними вантажами. Найважчі деталі досягають 900 тонн, найвищі – 10 метрів, найдовші – 33 метри.

Поки що ITER не ввели в експлуатацію. Проте вже існує проект електростанції DEMO на термоядерному синтезі, завдання якої якраз і продемонструвати привабливість комерційного використання технології. Цей комплекс повинен буде безперервно (а не імпульсно, як ITER) генерувати 2 ГВт енергії.

Терміни реалізації нового глобального проекту залежать від успіхів ITER, але за планом 2012 перший пуск DEMO відбудеться не раніше 2044 року.