Эра термоядерного синтеза
ТЕХНОЛОГИИ / #2–3_2019
Текст: Юлия ИПАТОВА Фото: Flickr.com, Sonnenbatterie.de, Tesla.com, Eex.com
Идее осуществления термоядерной реакции на Земле около 70 лет. «Стройка века» — экспериментальный реактор ИТЭР — окружена скепсисом. «Атомный эксперт» разобрался в деталях проекта, его статусе и перспективах.
Управляемый термоядерный синтез — теоретически максимально безопасный и минимально воздействующий на окружающую среду — остается голубой мечтой человечества. В 1950-х годах, когда начались исследования термояда, ученые верили, что «эра термояда» начнется самое позднее через 20−30 лет. Задача оказалось сложнее. Для осуществления термоядерной реакции ядра должны сблизиться на расстояние 10⁻¹⁴ метров, преодолев кулоновский барьер. Для этого кинетическая энергия ядер должна быть увеличена за счет нагрева до 100−150 млн °C, что в 10 раз выше температуры в недрах звезд, а концентрация ядер в образовавшейся при такой температуре плазме должна быть около 10²⁰-10²¹ m⁻².
Нерешенных проблем много. Во-первых, нужно разработать сплавы с конкретными свойствами, совмещающие прочность и пластичность. (Пока основной кандидат в конструкционные материалы — вольфрам.) Во-вторых, есть вопросы по физике плазмы, ее контролю, безопасному охлаждению, а главное — стабильному удержанию.
СССР стоял у истоков исследований термоядерного синтеза; сегодня в «термоядерную гонку» включились США, Европа, Корея, Китай, Япония и другие страны.
Нерешенных проблем много. Во-первых, нужно разработать сплавы с конкретными свойствами, совмещающие прочность и пластичность. (Пока основной кандидат в конструкционные материалы — вольфрам.) Во-вторых, есть вопросы по физике плазмы, ее контролю, безопасному охлаждению, а главное — стабильному удержанию.
СССР стоял у истоков исследований термоядерного синтеза; сегодня в «термоядерную гонку» включились США, Европа, Корея, Китай, Япония и другие страны.
Бум токамаков
Идея создания термоядерного реактора была основана на теплоизоляции высокотемпературной плазмы с использованием электрического поля высокого напряжения. Токамак — тороидальная камера с магнитными катушками, прототип реактора для поддержания контролируемой термоядерной реакции в горячей плазме.
Первый токамак, ТМП (СССР), был сконструирован в 1958 году в Курчатовском институте; впоследствии было построено и испытано как минимум еще 200 токамаков в СССР, США, Европе и Японии, из которых более 40 находятся в рабочем состоянии и по сей день.
Сегодня самый большой и мощный действующий токамак — JET (Joint European Torus); он находится в Великобритании, в Culham Center for Fusion Energy (CCFE), недалеко от Оксфорда. Главной задачей JET было подготовить сценарий технических характеристик, близкий к запланированному для постройки международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР. В 30 раз более мощный, чем JET, ИТЭР также будет иметь в 10 раз больший объем плазмы (840 м3). На реакторе JET было достигнуто первое в мире контролируемое выделение мощности синтеза на дейтерий-тритиевой реакции (1991 год), этому же реактору принадлежит мировой рекорд мощности управляемого термоядерного синтеза — 16 МВт (1997 год).
Идея создания термоядерного реактора была основана на теплоизоляции высокотемпературной плазмы с использованием электрического поля высокого напряжения. Токамак — тороидальная камера с магнитными катушками, прототип реактора для поддержания контролируемой термоядерной реакции в горячей плазме.
Первый токамак, ТМП (СССР), был сконструирован в 1958 году в Курчатовском институте; впоследствии было построено и испытано как минимум еще 200 токамаков в СССР, США, Европе и Японии, из которых более 40 находятся в рабочем состоянии и по сей день.
Сегодня самый большой и мощный действующий токамак — JET (Joint European Torus); он находится в Великобритании, в Culham Center for Fusion Energy (CCFE), недалеко от Оксфорда. Главной задачей JET было подготовить сценарий технических характеристик, близкий к запланированному для постройки международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР. В 30 раз более мощный, чем JET, ИТЭР также будет иметь в 10 раз больший объем плазмы (840 м3). На реакторе JET было достигнуто первое в мире контролируемое выделение мощности синтеза на дейтерий-тритиевой реакции (1991 год), этому же реактору принадлежит мировой рекорд мощности управляемого термоядерного синтеза — 16 МВт (1997 год).
Концептуальный термоядерный синтез
Термоядерный реактор работает на топливе, состоящем из смеси дейтерия и трития, которое необходимо нагреть до температуры свыше 150 млн °C. При таких колоссальных температурах ядра изотопов водорода сталкиваются и, преодолевая кулоновский барьер, сливаются, образуя ядра атомов гелия. В результате каждого акта такого синтеза должно выделиться 17,6 МэВ энергии. При нагревании топливная смесь приходит в состояние полностью ионизированной плазмы, словно в солнечном ядре, где каждую секунду сгорают тонны водорода, также превращаясь в гелий. Сверхпроводящие тороидальная и полоидальная катушки совместно с центральным соленоидом удерживают плазму внутри вакуумного сосуда (реактора). Эти катушки генерируют магнитное поле, которое формирует плазму в тор.
Развитие теории магнитного удержания плазмы (Magnetic Fusion Confinement, или MFE) в реакторе прошло три этапа. В 1950-х годах считалось, что MFE можно достичь относительно легко. Шла настоящая гонка: кто первым создаст подходящую установку. К концу 1950-х годов стало ясно, что турбулентность и нестабильность в плазме — серьезные проблемы. В 1968 году советская команда изобрела токамак, который показал производительность в 10 раз выше, чем альтернативные способы. Значение температуры плазмы в 10 млн К было зафиксировано на токамаке T‑3, созданном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Льва Арцимовича. С тех пор считается наиболее перспективной идея токамаков с магнитным плазменным удержанием.
Однако есть и другая концепция термоядерного синтеза — инициирование цепных реакций внутри реактора путем нагревания и сжатия топливной мишени с помощью мощного лазерного излучения (так называемый инерционный синтез). Применяются мощные лазеры для того, чтобы зажечь небольшую мишень — ампулу, содержащую топливо, и быстро (менее чем за одну миллиардную долю секунды) достичь условий термоядерного синтеза. Лазер используется для генерации импульса инфракрасного света, который длится несколько миллиардных долей секунды с миллиардными долями джоуля энергии.
У этой технологии есть свои подводные камни. Лазеры с высоким КПД должны интенсивно, а главное — однородно облучать мишени; при этом важны сверхточная фокусировка лазеров, скрупулезное соблюдение размеров мишеней, их строго сферическая форма. Несколько ампул за секунду должны быть загружены в реактор с фиксированным положением по центру — это особенно сложно осуществить, учитывая масштабы реактора.
Самая крупная экспериментальная установка, работающая по принципу инерционного синтеза, — это Национальный центр зажигания (National Ignition Facility), расположенный в США, в Ливерморской национальной лаборатории им. Э. Лоуренса. NIF — самая мощная лазерная система в мире, насчитывающая 192 лазерных пучка. Laser Megajoule (LMJ), исследовательская установка, работающая также на базе лазера, построенная около Бордо, Франция, — аналог NIF. Принцип работы тот же, но в LMJ 176 лазерных луча.
Термоядерный реактор работает на топливе, состоящем из смеси дейтерия и трития, которое необходимо нагреть до температуры свыше 150 млн °C. При таких колоссальных температурах ядра изотопов водорода сталкиваются и, преодолевая кулоновский барьер, сливаются, образуя ядра атомов гелия. В результате каждого акта такого синтеза должно выделиться 17,6 МэВ энергии. При нагревании топливная смесь приходит в состояние полностью ионизированной плазмы, словно в солнечном ядре, где каждую секунду сгорают тонны водорода, также превращаясь в гелий. Сверхпроводящие тороидальная и полоидальная катушки совместно с центральным соленоидом удерживают плазму внутри вакуумного сосуда (реактора). Эти катушки генерируют магнитное поле, которое формирует плазму в тор.
Развитие теории магнитного удержания плазмы (Magnetic Fusion Confinement, или MFE) в реакторе прошло три этапа. В 1950-х годах считалось, что MFE можно достичь относительно легко. Шла настоящая гонка: кто первым создаст подходящую установку. К концу 1950-х годов стало ясно, что турбулентность и нестабильность в плазме — серьезные проблемы. В 1968 году советская команда изобрела токамак, который показал производительность в 10 раз выше, чем альтернативные способы. Значение температуры плазмы в 10 млн К было зафиксировано на токамаке T‑3, созданном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Льва Арцимовича. С тех пор считается наиболее перспективной идея токамаков с магнитным плазменным удержанием.
Однако есть и другая концепция термоядерного синтеза — инициирование цепных реакций внутри реактора путем нагревания и сжатия топливной мишени с помощью мощного лазерного излучения (так называемый инерционный синтез). Применяются мощные лазеры для того, чтобы зажечь небольшую мишень — ампулу, содержащую топливо, и быстро (менее чем за одну миллиардную долю секунды) достичь условий термоядерного синтеза. Лазер используется для генерации импульса инфракрасного света, который длится несколько миллиардных долей секунды с миллиардными долями джоуля энергии.
У этой технологии есть свои подводные камни. Лазеры с высоким КПД должны интенсивно, а главное — однородно облучать мишени; при этом важны сверхточная фокусировка лазеров, скрупулезное соблюдение размеров мишеней, их строго сферическая форма. Несколько ампул за секунду должны быть загружены в реактор с фиксированным положением по центру — это особенно сложно осуществить, учитывая масштабы реактора.
Самая крупная экспериментальная установка, работающая по принципу инерционного синтеза, — это Национальный центр зажигания (National Ignition Facility), расположенный в США, в Ливерморской национальной лаборатории им. Э. Лоуренса. NIF — самая мощная лазерная система в мире, насчитывающая 192 лазерных пучка. Laser Megajoule (LMJ), исследовательская установка, работающая также на базе лазера, построенная около Бордо, Франция, — аналог NIF. Принцип работы тот же, но в LMJ 176 лазерных луча.
ТОП-7 событий в области термояда в 2018 году:
- В марте специалисты отдела оптики низкотемпературной плазмы ФИАН представили систему контроля концентрации водяного пара в плазме, которая обеспечит безопасность водяной системы охлаждения термоядерного реактора.
- В апреле ученые Института ядерной физики им. Г. И. Будкера представили технологию, позволяющую в реальном времени наблюдать поведение конструкционных материалов при термоядерном синтезе.
- В июле американская Lockheed Martin запатентовала дизайн компактного реактора CFR, прототипы которого были представлены еще в 2017 году.
- В августе в Оксфордском университете запущена импульсная установка FLF.
- В сентябре специалисты Токийского университета представили устройство для создания магнитного поля с полностью контролируемыми параметрами, причем магнитное поле экспериментально удается продержать 100 мкс — это абсолютный рекорд.
- В ноябре в китайском экспериментальном сверхпроводящем токамаке (EAST) разогрели плазму до 100 млн °C (это в шесть раз выше, чем в центре Солнца).
- В декабре исследователи из Управления по атомной энергии Великобритании сообщили о создании уникальной системы для охлаждения плазмы в токамаке (охлаждение — одна из ключевых проблем в токамаках).
Международный проект ИТЭР
International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) — самый крупный в мире токамак, сложнейшая термоядерная экспериментальная машина, призванная продемонстрировать осуществимость технологий термоядерного синтеза и доказать, что термоядерная реакция может быть управляемой. Идея ИТЭР состоит в том, чтобы на выходе вырабатывать в 10 раз больше энергии, чем на входе. Результаты экспериментов с плазмой, полученные на ИТЭР, помогут в дизайне демонстрационного коммерческого реактора DEMO (DEMOnstration Power Station), строительство которого планируется завершить в 2050 году. Основан проект ИТЭР на российской концепции токамака с магнитным удержанием плазмы.
Строительные работы ИТЭР официально начались в октябре 2007 года, после ратификации cоглашения о проекте всеми сторонами. Стройка развернулась в Кадараше, на юге Франции. Семь партнеров (Китай, Корея, Индия, Россия, Япония, США и Европейский союз) согласились инвестировать в проект свои интеллектуальные и финансовые ресурсы. При этом 45,5% финансирования осуществляет Европейский союз, поскольку ИТЭР строится на территории Франции; остальные участники вносят чуть больше 9%. Львиная доля вложений приходит не в денежном выражении, а в виде компонентов и оборудования для реактора.
Изначальная стоимость ИТЭР оценивалась в € 5 млрд, но возросла уже в четыре раза — и эта цифра еще не окончательная. А поскольку центральная организация ИТЭР не контролирует расходы семи партнеров, определить фактическую стоимость проекта крайне сложно.
Изготовление компонентов, производство оборудования и разработка диагностик для ИТЭР распределены между всеми участниками консорциума. В США, в штате Сан-Диего, разрабатывают центральный соленоид.
Над дизайном основного элемента реактора, криостата, работала Индия, присоединившаяся к консорциуму в 2005 году. Именно криостат будет обеспечивать охлаждение сверхпроводников магнитной системы до 5K (268 °C). Основа криостата, весом 1250 тонн, будет одной из самых тяжелых одиночных нагрузок при сборке машины весом 23 тыс. тонн.
Европейский союз ответственен за вакуумную камеру, однако для оптимизации проекта и минимизации задержек часть работ была поручена Корее, которая продемонстрировала высочайший уровень собственных технологий, запустив токамак со сверхпроводящей магнитной системой KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research), получивший первую плазму в 2008 году, и продемонстрировав рекордную 70-секундную высокопроизводительную плазму в 2016 году.
Китай вместе с Россией работают над созданием сверхпроводников, первая поставка которых была осуществлена в июне 2014 года.
В России над проектом ИТЭР работают около 30 институтов и организаций. Шесть кольцеобразных полоидальных магнитов с полевой катушкой будут окружать машину ИТЭР для формирования плазмы и обеспечения ее стабильности путем отстранения от стенок вакуумного реактора. Полоидальная полевая катушка № 1 (PF1) строится на Средне-Невском судостроительном заводе в Санкт-Петербурге. Россия отвечает за широкий спектр электротехнических компонентов, из которых состоят коммутационные сети, блоки быстрого разряда, комплекты поставки измерительной аппаратуры. Налажено производство сборных шин и переключающих сетевых резисторов, завершается программа НИОКР для компонентов блока быстрой разгрузки.
Японские инженеры и ученые также работают над магнитной системой, в частности, над дизайн-проектом катушек тороидального поля и над получением сверхпроводящих ниобий-оловянных стрендов. Получение первой плазмы на установке ИТЭР запланировано на 2025 год, выход на полную мощность — на 2035 год. Недавно о желании присоединиться к проекту заявили Австралия и Иран.
Источник топлива для термоядерного реактора практически неисчерпаем, поскольку дейтерий присутствует в морской воде, а тритий получают в процессе работы реактора: он образовывается в токамаке, когда выходящие из плазмы нейтроны взаимодействуют с изотопом ⁶Li, содержащимся в бланкете. Это еще одна из важнейших задач, которую должен решить ИТЭР. Кстати, бланкет и дивертор — основные плазменные компоненты. Следует отметить, что первая стенка реактора, та, что ближе всего к плазме, всего в трех метрах от нее, — неотъемлемая часть бланкета. Идея разделения этих двух компонентов была отброшена в 1980-х годах; ученые пришли к их унификации для удобного и безопасного обслуживания.
International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) — самый крупный в мире токамак, сложнейшая термоядерная экспериментальная машина, призванная продемонстрировать осуществимость технологий термоядерного синтеза и доказать, что термоядерная реакция может быть управляемой. Идея ИТЭР состоит в том, чтобы на выходе вырабатывать в 10 раз больше энергии, чем на входе. Результаты экспериментов с плазмой, полученные на ИТЭР, помогут в дизайне демонстрационного коммерческого реактора DEMO (DEMOnstration Power Station), строительство которого планируется завершить в 2050 году. Основан проект ИТЭР на российской концепции токамака с магнитным удержанием плазмы.
Строительные работы ИТЭР официально начались в октябре 2007 года, после ратификации cоглашения о проекте всеми сторонами. Стройка развернулась в Кадараше, на юге Франции. Семь партнеров (Китай, Корея, Индия, Россия, Япония, США и Европейский союз) согласились инвестировать в проект свои интеллектуальные и финансовые ресурсы. При этом 45,5% финансирования осуществляет Европейский союз, поскольку ИТЭР строится на территории Франции; остальные участники вносят чуть больше 9%. Львиная доля вложений приходит не в денежном выражении, а в виде компонентов и оборудования для реактора.
Изначальная стоимость ИТЭР оценивалась в € 5 млрд, но возросла уже в четыре раза — и эта цифра еще не окончательная. А поскольку центральная организация ИТЭР не контролирует расходы семи партнеров, определить фактическую стоимость проекта крайне сложно.
Изготовление компонентов, производство оборудования и разработка диагностик для ИТЭР распределены между всеми участниками консорциума. В США, в штате Сан-Диего, разрабатывают центральный соленоид.
Над дизайном основного элемента реактора, криостата, работала Индия, присоединившаяся к консорциуму в 2005 году. Именно криостат будет обеспечивать охлаждение сверхпроводников магнитной системы до 5K (268 °C). Основа криостата, весом 1250 тонн, будет одной из самых тяжелых одиночных нагрузок при сборке машины весом 23 тыс. тонн.
Европейский союз ответственен за вакуумную камеру, однако для оптимизации проекта и минимизации задержек часть работ была поручена Корее, которая продемонстрировала высочайший уровень собственных технологий, запустив токамак со сверхпроводящей магнитной системой KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research), получивший первую плазму в 2008 году, и продемонстрировав рекордную 70-секундную высокопроизводительную плазму в 2016 году.
Китай вместе с Россией работают над созданием сверхпроводников, первая поставка которых была осуществлена в июне 2014 года.
В России над проектом ИТЭР работают около 30 институтов и организаций. Шесть кольцеобразных полоидальных магнитов с полевой катушкой будут окружать машину ИТЭР для формирования плазмы и обеспечения ее стабильности путем отстранения от стенок вакуумного реактора. Полоидальная полевая катушка № 1 (PF1) строится на Средне-Невском судостроительном заводе в Санкт-Петербурге. Россия отвечает за широкий спектр электротехнических компонентов, из которых состоят коммутационные сети, блоки быстрого разряда, комплекты поставки измерительной аппаратуры. Налажено производство сборных шин и переключающих сетевых резисторов, завершается программа НИОКР для компонентов блока быстрой разгрузки.
Японские инженеры и ученые также работают над магнитной системой, в частности, над дизайн-проектом катушек тороидального поля и над получением сверхпроводящих ниобий-оловянных стрендов. Получение первой плазмы на установке ИТЭР запланировано на 2025 год, выход на полную мощность — на 2035 год. Недавно о желании присоединиться к проекту заявили Австралия и Иран.
Источник топлива для термоядерного реактора практически неисчерпаем, поскольку дейтерий присутствует в морской воде, а тритий получают в процессе работы реактора: он образовывается в токамаке, когда выходящие из плазмы нейтроны взаимодействуют с изотопом ⁶Li, содержащимся в бланкете. Это еще одна из важнейших задач, которую должен решить ИТЭР. Кстати, бланкет и дивертор — основные плазменные компоненты. Следует отметить, что первая стенка реактора, та, что ближе всего к плазме, всего в трех метрах от нее, — неотъемлемая часть бланкета. Идея разделения этих двух компонентов была отброшена в 1980-х годах; ученые пришли к их унификации для удобного и безопасного обслуживания.
Начинка ИТЭР
Вакуумная камера объемом 850 м³, в которой будет инициироваться плазменный разряд, несет основную функцию защиты от радиоактивности внутренних компонентов (бланкета и дивертора).
Бланкет со встроенной наработкой трития и интегрированной первой стенкой реактора обеспечит защиту от высокоэнергетических нейтронов. В ИТЭР первая стенка будет изготовлена из бериллия, а для остальной поверхностной структуры будут использоваться высокопрочные медные сплавы и нержавеющая сталь. Для удобства обслуживания защитная стенка внутри реактора модульная, состоящая из 440 сегментов. Каждый сегмент (размером 1×1,5 м и весом до 4,6 тонны) имеет съемную первую стенку (обращенную непосредственно к плазме и снимающую с нее тепловую нагрузку), а также защитный экран от нейтронов.
Дивертор (от англ. divert — отводить) — элемент, расположенный в нижней части реактора. Его главная функция — минимизировать плазменное загрязнение, а также отводить тепловые и нейтронные нагрузки от стенок реактора. Дивертор будет состоять из 54 кассетных сборок с опорной конструкцией из нержавеющей стали, бронированной вольфрамовыми плитками. Три главных плазменных звена: внутренняя и внешняя вертикальные мишени, центральный купол — составляют диверторную сборку.
И для дивертора, и для бланкета будет внедрена система охлаждения, отводящая тепло от этих устройств и преобразовывающая его в электрическую энергию.
Вакуумная камера объемом 850 м³, в которой будет инициироваться плазменный разряд, несет основную функцию защиты от радиоактивности внутренних компонентов (бланкета и дивертора).
Бланкет со встроенной наработкой трития и интегрированной первой стенкой реактора обеспечит защиту от высокоэнергетических нейтронов. В ИТЭР первая стенка будет изготовлена из бериллия, а для остальной поверхностной структуры будут использоваться высокопрочные медные сплавы и нержавеющая сталь. Для удобства обслуживания защитная стенка внутри реактора модульная, состоящая из 440 сегментов. Каждый сегмент (размером 1×1,5 м и весом до 4,6 тонны) имеет съемную первую стенку (обращенную непосредственно к плазме и снимающую с нее тепловую нагрузку), а также защитный экран от нейтронов.
Дивертор (от англ. divert — отводить) — элемент, расположенный в нижней части реактора. Его главная функция — минимизировать плазменное загрязнение, а также отводить тепловые и нейтронные нагрузки от стенок реактора. Дивертор будет состоять из 54 кассетных сборок с опорной конструкцией из нержавеющей стали, бронированной вольфрамовыми плитками. Три главных плазменных звена: внутренняя и внешняя вертикальные мишени, центральный купол — составляют диверторную сборку.
И для дивертора, и для бланкета будет внедрена система охлаждения, отводящая тепло от этих устройств и преобразовывающая его в электрическую энергию.
Рис. 1. Вид вакуумного сосуда с основными положениями компонентов, обращенных к плазме: первой стенки, бланкета и дивертора
Рис. 2. Вид в поперечном разрезе основных компонентов стенки токамака
Рис. 3. Схематическое изображение диверторного узла
Осторожно, «горящая плазма»!
Один из важнейших критериев проекта — безопасность. При осуществлении термоядерного синтеза не инициируется цепная реакция, а значит, при любом нарушении или прекращении подачи топлива плазма охлаждается в течение нескольких секунд и затухает, словно пламя.
Тритий, содержащийся в топливе, будет вырабатываться в замкнутом контуре, поэтому должны строго соблюдаться меры безопасности при обращении с тритиевым топливом внутри реактора. Тритий — слабый бета-излучатель, он не проникает в человеческую кожу, но очень токсичен для организма при попадании через дыхательные пути. ИТЭР был разработан для защиты от выброса трития и воздействия радиоактивности на работников.
Также стоит учесть активацию внутренних компонентов и плазменной камеры при взаимодействии с нейтронами высокой энергии. Материалы внутри реактора могут быть загрязнены небольшим количеством радиоактивной пыли. Но потенциальные отходы будут обрабатываться, упаковываться и храниться прямо на месте, а период полураспада большинства радиоизотопов, содержащихся в этих отходах, составит менее 10 лет. Таким образом, в течение 100 лет радиоактивность материалов уменьшится настолько, что их можно будет переработать и в дальнейшем использовать на других термоядерных установках.
ИТЭР находится в области с умеренной сейсмической активностью, однако строится из специально армированного бетона и опирается на плиты, рассчитанные на землетрясения; сейсмические датчики вокруг площадки контролируют даже незначительную сейсмическую активность.
В дизайн проекта ИТЭР заложены несколько защитных барьеров: корректный выбор надежных современных материалов поможет минимизировать количество отходов будущих термоядерных реакторов; системы активного плазменного отключения, быстрого разряда и отвода тепла, а также сейсмический контроль не допустят аварии; специальная система вентиляции и пониженное давление в здании реактора предотвратят утечку трития и распространение радиоактивной пыли за пределы здания.
Один из важнейших критериев проекта — безопасность. При осуществлении термоядерного синтеза не инициируется цепная реакция, а значит, при любом нарушении или прекращении подачи топлива плазма охлаждается в течение нескольких секунд и затухает, словно пламя.
Тритий, содержащийся в топливе, будет вырабатываться в замкнутом контуре, поэтому должны строго соблюдаться меры безопасности при обращении с тритиевым топливом внутри реактора. Тритий — слабый бета-излучатель, он не проникает в человеческую кожу, но очень токсичен для организма при попадании через дыхательные пути. ИТЭР был разработан для защиты от выброса трития и воздействия радиоактивности на работников.
Также стоит учесть активацию внутренних компонентов и плазменной камеры при взаимодействии с нейтронами высокой энергии. Материалы внутри реактора могут быть загрязнены небольшим количеством радиоактивной пыли. Но потенциальные отходы будут обрабатываться, упаковываться и храниться прямо на месте, а период полураспада большинства радиоизотопов, содержащихся в этих отходах, составит менее 10 лет. Таким образом, в течение 100 лет радиоактивность материалов уменьшится настолько, что их можно будет переработать и в дальнейшем использовать на других термоядерных установках.
ИТЭР находится в области с умеренной сейсмической активностью, однако строится из специально армированного бетона и опирается на плиты, рассчитанные на землетрясения; сейсмические датчики вокруг площадки контролируют даже незначительную сейсмическую активность.
В дизайн проекта ИТЭР заложены несколько защитных барьеров: корректный выбор надежных современных материалов поможет минимизировать количество отходов будущих термоядерных реакторов; системы активного плазменного отключения, быстрого разряда и отвода тепла, а также сейсмический контроль не допустят аварии; специальная система вентиляции и пониженное давление в здании реактора предотвратят утечку трития и распространение радиоактивной пыли за пределы здания.
Комментарий эксперта
Владимир Черковец
профессор, научный руководитель ТРИНИТИ
— Термоядерный синтез — сложная задача, и быстро ее не решить. Академик Арцимович говорил: как только приспичит человечеству, тут же термояд и сделают. Пока, значит, не приспичило. Мой ответ другой: в 2054 году. В 1954 году запустили первую АЭС, а мы любим отмечать юбилеи с размахом.
Термоядерная энергетическая установка будет более безопасной, чем современные ядерные, — нет критмассы. Но хватает своих проблем. Скорее всего, не будет сразу чистого термояда, вначале плазменные термоядерные установки используют как внешний источник нейтронов, который будет нарабатывать топливо из 238U или тория. Эта технология должна быть разработана с учетом современных требований к безопасности ядерных объектов.
(Из лекции проекта «Научные чтения», конец 2018 года.)
Термоядерная энергетическая установка будет более безопасной, чем современные ядерные, — нет критмассы. Но хватает своих проблем. Скорее всего, не будет сразу чистого термояда, вначале плазменные термоядерные установки используют как внешний источник нейтронов, который будет нарабатывать топливо из 238U или тория. Эта технология должна быть разработана с учетом современных требований к безопасности ядерных объектов.
(Из лекции проекта «Научные чтения», конец 2018 года.)
DEMO: перспективы
Если проект ИТЭР покажет перспективные рабочие показатели по достижению, а главное — удержанию «чистой» плазмы, следующим этапом на пути к термоядерному будущему станет строительство промышленного демонстрационного реактора DEMO с запланированной мощностью всей станции около 3 ГВт. Для достижения этих целей DEMO должен иметь линейные размеры примерно на 15% больше, чем ИТЭР, а значит, и более мощное кольцевое магнитное поле, примерно на 30% выше, с общим удержанием плазмы в реакторе в течение нескольких недель.
DEMO позволит распахнуть двери в мир промышленной и коммерческой эксплуатации термоядерной энергии. Строительные работы по DEMO вполне могут начаться до 2045 года, но основной план предусматривает производство электроэнергии от DEMO к 2050 году. Сегодня все концептуальные проекты DEMO находятся на рассмотрении всех членов ИТЭР, но еще рано говорить о том, будет ли DEMO международным проектом, как ИТЭР, или серией национальных проектов.
ИТЭР (как и будущий DEMO) — проект энерго- и финансово затратный. Скептики продолжают задаваться вопросом: а стоит ли овчинка выделки?
Очевидно, что вложения и затраты на электроэнергию термоядерных электростанций будут значительно выше вложений в существующие АЭС — несмотря на то что стоимость топлива будет минимальной. Причина — высокая стоимость замены поврежденных ядерных компонентов. Тепловая и нейтронная нагрузки ядерных компонентов будут настолько сильными, что срок службы некоторых ядерных элементов можно будет оценить от 4,5 до 10,5 лет — значительно короче срока службы типичной АЭС (40 лет). По приблизительным подсчетам, стоимость их замены будет распределена на весь период эксплуатации станции, в результате среднегодовая цена таких работ составит $ 85 млн, тогда как среднегодовые затраты на топливо не будут превышать $ 2,75 млн.
В начальный период эксплуатации это приведет к тому, что цена электроэнергии от термоядерных электростанций будет сопоставима с ценой электроэнергии от солнечных и ветряных станций. При этом производство электроэнергии высокой мощности не будет зависеть от времени года или погоды, и не нужно будет поддерживать резервные ископаемые ресурсы.
Для выработки электроэнергии от коммерческого термоядерного синтеза электростанция должна быть проще и бюджетнее, чем ИТЭР. Сегодня предлагается все больше многообещающих подходов осуществления термоядерного синтеза. Например, Tri Alpha Energy только что объявила о крупном прорыве с машиной на $ 90 млн. Дизайн компании основан на конфигурации с обратной поляризацией, сочетающей особенности основных термоядерных концепций. В отличие от других устройств термоядерного синтеза, таких как токамак, обратная поляризация обеспечивает топологию магнитного поля, при которой осевое поле внутри реактора изменяется вихревыми токами в плазме. Корпорация EMC2 Inc. также объявила о прорыве в удержании плазмы: она использует специально разработанную высоковольтную сетку для захвата ионов в плазме и их сильного сближения, что молниеносно вызывает реакцию синтеза. Финансирование проекта по термояду должно отражать эти и иные альтернативные ноу-хау.
В целом у термоядерных проектов неплохие шансы стать самым чистым и доступным источником энергии, учитывая неисчерпаемое и дешевое топливо, ядерную безопасность и минимальное воздействие на окружающую среду.
Если проект ИТЭР покажет перспективные рабочие показатели по достижению, а главное — удержанию «чистой» плазмы, следующим этапом на пути к термоядерному будущему станет строительство промышленного демонстрационного реактора DEMO с запланированной мощностью всей станции около 3 ГВт. Для достижения этих целей DEMO должен иметь линейные размеры примерно на 15% больше, чем ИТЭР, а значит, и более мощное кольцевое магнитное поле, примерно на 30% выше, с общим удержанием плазмы в реакторе в течение нескольких недель.
DEMO позволит распахнуть двери в мир промышленной и коммерческой эксплуатации термоядерной энергии. Строительные работы по DEMO вполне могут начаться до 2045 года, но основной план предусматривает производство электроэнергии от DEMO к 2050 году. Сегодня все концептуальные проекты DEMO находятся на рассмотрении всех членов ИТЭР, но еще рано говорить о том, будет ли DEMO международным проектом, как ИТЭР, или серией национальных проектов.
ИТЭР (как и будущий DEMO) — проект энерго- и финансово затратный. Скептики продолжают задаваться вопросом: а стоит ли овчинка выделки?
Очевидно, что вложения и затраты на электроэнергию термоядерных электростанций будут значительно выше вложений в существующие АЭС — несмотря на то что стоимость топлива будет минимальной. Причина — высокая стоимость замены поврежденных ядерных компонентов. Тепловая и нейтронная нагрузки ядерных компонентов будут настолько сильными, что срок службы некоторых ядерных элементов можно будет оценить от 4,5 до 10,5 лет — значительно короче срока службы типичной АЭС (40 лет). По приблизительным подсчетам, стоимость их замены будет распределена на весь период эксплуатации станции, в результате среднегодовая цена таких работ составит $ 85 млн, тогда как среднегодовые затраты на топливо не будут превышать $ 2,75 млн.
В начальный период эксплуатации это приведет к тому, что цена электроэнергии от термоядерных электростанций будет сопоставима с ценой электроэнергии от солнечных и ветряных станций. При этом производство электроэнергии высокой мощности не будет зависеть от времени года или погоды, и не нужно будет поддерживать резервные ископаемые ресурсы.
Для выработки электроэнергии от коммерческого термоядерного синтеза электростанция должна быть проще и бюджетнее, чем ИТЭР. Сегодня предлагается все больше многообещающих подходов осуществления термоядерного синтеза. Например, Tri Alpha Energy только что объявила о крупном прорыве с машиной на $ 90 млн. Дизайн компании основан на конфигурации с обратной поляризацией, сочетающей особенности основных термоядерных концепций. В отличие от других устройств термоядерного синтеза, таких как токамак, обратная поляризация обеспечивает топологию магнитного поля, при которой осевое поле внутри реактора изменяется вихревыми токами в плазме. Корпорация EMC2 Inc. также объявила о прорыве в удержании плазмы: она использует специально разработанную высоковольтную сетку для захвата ионов в плазме и их сильного сближения, что молниеносно вызывает реакцию синтеза. Финансирование проекта по термояду должно отражать эти и иные альтернативные ноу-хау.
В целом у термоядерных проектов неплохие шансы стать самым чистым и доступным источником энергии, учитывая неисчерпаемое и дешевое топливо, ядерную безопасность и минимальное воздействие на окружающую среду.
Гибридный синтез
Пока ведутся дискуссии на тему: быть термояду или нет — звучат предложения рассмотреть вариант гибридной установки, которая может стать разумным компромиссом.
Идея не нова, она обсуждалась еще на заре освоения ядерных технологий, но после серьезных аварий от нее отказались в пользу развития «чистой» энергии от термоядерного синтеза без нарабатываемых делящихся материалов. Концепция гибридного синтеза призвана уравновесить преимущества и недостатки двух парадигм ядерной генерации: цепная реакция обеспечивает выход огромного количества энергии за один акт деления, в то время как термоядерный синтез, порождая энергию в меньшем объеме, приводит к образованию нейтронов без инициации цепной ядерной реакции. В реакторах, работающих на урановом топливе, используется только один изотоп — ²³⁵U (или ²³⁹Pu), который составляет всего 1% от общего количества добываемого урана. А вот гибридный реактор мог бы использовать любые изотопы урана. Таким образом, с помощью термоядерной подпитки установка теоретически могла бы работать более чисто и эффективно, в значительной степени уменьшая проблемы с отходами и их распространением. Сторонники гибрида утверждают, что такая технология будет безопасной и устойчивой к аварийным ситуациям, потому что работать реактор будет в докритических условиях и деление не будет самоподдерживающимся.
Пока ведутся дискуссии на тему: быть термояду или нет — звучат предложения рассмотреть вариант гибридной установки, которая может стать разумным компромиссом.
Идея не нова, она обсуждалась еще на заре освоения ядерных технологий, но после серьезных аварий от нее отказались в пользу развития «чистой» энергии от термоядерного синтеза без нарабатываемых делящихся материалов. Концепция гибридного синтеза призвана уравновесить преимущества и недостатки двух парадигм ядерной генерации: цепная реакция обеспечивает выход огромного количества энергии за один акт деления, в то время как термоядерный синтез, порождая энергию в меньшем объеме, приводит к образованию нейтронов без инициации цепной ядерной реакции. В реакторах, работающих на урановом топливе, используется только один изотоп — ²³⁵U (или ²³⁹Pu), который составляет всего 1% от общего количества добываемого урана. А вот гибридный реактор мог бы использовать любые изотопы урана. Таким образом, с помощью термоядерной подпитки установка теоретически могла бы работать более чисто и эффективно, в значительной степени уменьшая проблемы с отходами и их распространением. Сторонники гибрида утверждают, что такая технология будет безопасной и устойчивой к аварийным ситуациям, потому что работать реактор будет в докритических условиях и деление не будет самоподдерживающимся.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ #2–3_2019