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

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

Март 2007. Первая фотография будущей платформы ITER с воздуха.

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

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

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

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

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

Ученые жгут

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

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

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

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

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

Август 2011. Начата заливка монолитной железобетонной сейсмоизолирующей плиты.

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

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

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

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

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

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

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

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

Зачем нам ITER?

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

С миру по токамаку

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

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

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

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

Термоядерный реактор.

Термоядерный реактор - устройство для получения энергии за счёт реакций термоядерного синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (>108К).

Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.
Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энергия. В настоящее время, для получения энергии освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциальный кандидат для базовой энергетики.

Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на два больших класса:
1. Реакторы с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной реакции. Стационарные или квазистационарные системы.
К нему относятся реакторы, которым энергия от внешних источников необходима только для зажигания термоядерной реакции. Далее реакция поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при термоядерной реакции, например в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой температуры расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия с 3He энергия всех продуктов реакций, т. е. a-частиц и протонов, расходуется на поддержание необходимой температуры плазмы. В стационарном режиме работы термоядерного реактора энергия, которую несут заряженные продукты реакций, компенсирует энергетические потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. Пример такого термоядерного реактора: токамак , стелларатор.
В системах, основанных на магнитном удержании горячей плазмы; В этом случае, плотность плазмы невелика и превышение энергии выделяемой при управляемом термоядерном синтезе над энергией вводимой в систему (критерий Лоусона) достигается за счет хорошего удержания энергии в системе, т.е. большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому, системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, n ~ 1020 м-3 (это примерно в 105 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре).
2. Реактор с поддержанием горения термоядерных реакций. Импульсные системы.
К нему относятся реакторы, в корых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в плазме в виде заряженных продуктов реакций, а необходима энергия от внешних источников. Это происходит в тех термоядерных реакторах, где велики энергетические потери, например открытая магнитная ловушка, токамак, работающий в режиме по плотности и температуре плазмы ниже кривой зажигания термоядерной реакции. Эти два типа реакторов включают все возможные виды термоядерных реакций, которые могут быть построены на основе систем с магнитным удержанием плазмы (токамак , стелларатор , открытая магнитная ловушка и др.) или систем с инерциальным удержанием плазмы.
В импульсных системах критерий Лоусона может достигается за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача, в этом направлении управляемого термоядерного синтеза, заключается в снижении полной энергии взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор.

Оба типа систем, не смотря на многочисленные проблемы, уже, вплотную подошли к созданию экспериментальных машин термоядерного синтеза с положительным выходом энергии, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов.

Разработка термоядерного реактора с магнитным удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием.
В настоящие время идет реализация проекта ITER (ИТЭР) — международного экспериментального термоядерного реактора разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш (фр. Cadarache) на юге Франции, в 60 км от Марселя.

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

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

Об ИТЭР

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

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

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

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

Токамак

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

Фото: НИЦ «Курчатовский институт»/ nrcki.ru

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

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

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

Изображение: Rfassbind/ wikipedia.org

Управление ИТЭР

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

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

Проект скорее носит исследовательский характер?

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

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

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

А есть пример?

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

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

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

А чем занимается именно ваша группа в ИТЭР?

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

В каких отраслях промышленности могут использоваться эти детекторы?

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

Что именно делают детекторы, что они измеряют?

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

Какие характеристики нейтронов они измеряют?

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

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

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

У вас в лаборатории есть действующий реактор?

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

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

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

Аннотация

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

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

nt E

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?

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

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

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

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

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

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

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Ионные пучки

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

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

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

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

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

*) – в области мишени

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

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

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

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

Камера импульсного реактора

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

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

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

Нужна ли термоядерная энергия?

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

— Человечество сейчас потребляет огромное количество энергии .

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

— Мировое потребление энергии быстро возрастает .

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Что такое ядерный синтез?

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Устройство термоядерной электростанции

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

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

нейтрон + литий = гелий + тритий.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

1 ) Высокая внутренняя безопасность.

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

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

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

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

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

2 ) Стоимость энергии.

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

Международный экспериментальный термоядерный реактор ITER

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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