Итэр

Все дело в сверхпроводнике

На первом этапе усилия разработчиков будут направлены на создание самых мощных в мире сверхпроводящих электромагнитов, которые позволят построить гораздо более компактную, чем до сих пор получалось, версию токамака.

Новый тип сверхпроводящих магнитов, которые только недавно стали доступными, должен позволить создать магнитное поле, которое будет в четыре раза сильнее, чем в любом из уже проведенных экспериментов по термоядерному синтезу, и это даст возможность более чем в десять раз увеличить мощность, вырабатываемую токамаком данного размера.

Поскольку эти магниты — ключевая технология для нового термоядерного реактора, работа над ними будет главной задачей начального этапа проекта MIT и CFS, рассчитанного на три года.

В качестве материала для сверхпроводящих магнитов предполагается использовать стальную ленту, покрытую оксидом иттрий–барий–медь (YBCO). Это соединение — первый полученный сверхпроводник с критической температурой выше 77 К.

Команда разработчиков уверена, что магниты на основе YBCO для токамаков могут быть созданы, хотя, как сказал заместитель директора Plasma Science and Fusion Center Массачусетского технологического института Мартин Гринвальд, «это не тривиальная задача, для этого потребуется большая работа большой группы исследователей». Но, отмечает он, известно, что на основе этого материала уже создавались магниты для других целей, напряженность магнитного поля которых в два раза превышала ту, что потребуется для этого реактора. Хотя те магниты были небольшими, они подтверждают базовую осуществимость концепции.

Крайний слева — Мартин Гринвалд, заместитель директора Plasma Science and Fusion Center (PSFC) MIT, второй справа — Боб Мумгаард, CEO компании Commonwealth Fusion Systems (CFS), крайний справа — Деннис Уайт, директор PSFC

Фотография: MIT

Использование ленты YBCO позволяет также резко снизить стоимость установки, сократить время и сложность разработки, необходимой для создания коммерческих энергетических устройств, давая возможность включиться в разработку новым игрокам: университетам и частным компаниям.

Благодаря этим магнитам существенно сокращаются размеры установок, необходимых для достижения заданного уровня мощности. В результате компоненты реактора, которые сейчас настолько велики, что их окончательное изготовление можно осуществлять только на месте строительства электростанции, теперь смогут производиться на заводе; пропорционально будет уменьшаться и общая стоимость, и время на проектирование и строительство.

А далее MIT и CFS должны разработать и построить компактный и мощный токамак, названный SPARC, с использованием этих магнитов. Это станет заключительным раундом исследований, позволяющим разработать первые в мире коммерческие энергоемкие установки для термояда.

SPARC предназначен для производства около 100 МВт. Это более чем вдвое превышает мощность, используемую для нагрева плазмы. То есть SPARC будет производить мощность, составляющую около пятой части мощности ITER — международного экспериментального термоядерного реактора, который строится на юге Франции, но его размер будет составлять около 1/65 объема ITER.

В НАЦИОНАЛЬНЫХ ИНТЕРЕСАХ

Парадоксом постсоветского периода в области термоядерной науки и техники стало участие
Российской Федерации в крупнейшем научно-техническом проекте современности – разработке
и строительстве международного токамака-реактора ИТЭР – в отсутствие собственной национальной
программы развития термоядерных исследований.

В соответствии с заключёнными для реализации проекта ИТЭР международными соглашениями
каждый партнёр, в том числе Российская Федерация, имеет право на получение безвозмездных
лицензий на использование технологий, созданных в рамках проекта ИТЭР для собственных
(национальных) целей. Поэтому все участники проекта ИТЭР (кроме России) имеют собственные
национальные программы и проекты, финансируемые на уровне, превышающем вклады этих
стран в проект ИТЭР. Такие национальные программы необходимы, кроме всего прочего,
для освоения и использования полученных при строительстве и последующей эксплуатации
ИТЭРа результатов и технологий.

В начале 2016 г. на обращение президента НИЦ “Курчатовский институт” М.В. Ковальчука
к главе государства было дано поручение подготовить национальную программу развития
управляемого термоядерного синтеза и плазменных технологий. Сегодня элементы этой
программы образовали федеральный проект “Термоядерные и плазменные технологии” в составе
комплексной программы “Развитие техники, технологий и научных исследований в области
использования атомной энергии в Российской Федерации на период до 2024 года”, разработанной
Госкорпорацией “Росатом” в соответствии с Указом Президента РФ от 16.04.2020 № 270.
Реализация комплексной программы начинается в 2021 г.

Таблица 1.

Экспериментально полученные значения параметров плазмы в токамаках, отвечающие требованиям
УТС

*Н-мода (от английского High-mode) – режим улучшенного удержания плазмы в токамаке (обычно – в токамаке с дивертором),
характеризуемый повышенной (при том же энерговкладе) температурой плазмы в центре
токамака и довольно резким скачком температуры на его периферии (“транспортный барьер”).

Концептуальный проект

Термоядерный синтез, та же реакция, которая происходит в центре Солнца, соединяются атомные ядра, чтобы сформировать более тяжелые ядра. Термоядерный синтез генерирует гораздо больше поток энергии, чем сжигание ископаемого топлива.

Например, в количестве атомов водорода размером с ананас находится столько же энергии, сколько в 10 000 тонн угля, в соответствии с заявлением по проекту международного термоядерного реактора.

В отличие от ядерного деления которое разбивает большие атомы на более мелкие этот термоядерный реактор не будет производить высокий уровень радиоактивных отходов. И в отличие от установок по производству ископаемого топлива, термоядерная энергия слияния не генерирует парниковых газов, углекислого газа или других загрязнителей.

Ядерное деление

В термоядерном реакторе выделяется энергия при синтезе лёгких ядер (водорода, гелия и лития). Чтоб два ядра водорода (на практике — дейтерия и/или трития, то есть изотопов водорода) сошлись на достаточно близкое расстояние, чтобы преодолеть кулоновское отталкивание одноименно заряженных ядер, необходимо создать либо огромное давление, либо крайне высокую температуру.

В термоядерном реакторе нет ничего самопроизвольного, поэтому он безопаснее. Любое неконтролируемое повреждение и исчезают условия, необходимые для термоядерного синтеза.

Термоядерный синтез

Атомный термоядерный реактор использует сверхпроводящие магниты для плавления атомов водорода и получения большого количества тепла. Будущие атомные термоядерные электростанции могут затем использовать эту теплоту для привода турбин и выработки электроэнергии.

Экспериментальный реактор не будет использовать обычные атомы водорода, ядра которых состоят из одного протона. Вместо этого он будет взрывать дейтерий, ядра которого имеют один протон и один нейтрон, с тритием, ядра которых имеют один протон и два нейтрона. Дейтерий легко извлекается из морской воды, а тритий будет сгенерирован внутри термоядерного реактора. Поставки этих видов топлива достаточно велики, достаточно на миллионы лет при нынешнем глобальном потреблении энергии.

И в отличие от реакторов деления, термоядерное синтезирование является очень безопасным: если реакции термоядерного синтеза нарушаются в пределах завода по термоядерному синтезу, термоядерные реакторы просто отключаются безопасно и без необходимости внешней помощи, отметил проект ITER. Теоретически, плавильные установки также используют только несколько граммов топлива одновременно, поэтому нет возможности аварии расплава.

Дорого, сложно, тяжело

ИТЭР — это токамак. Система магнитов для удержания плазмы в нем формирует поле индукцией 13 тесла (это в 200 тысяч раз больше, чем магнитное поле Земли). Для этого используются проводники из ниобий-оловянного и ниобий-титанового сплавов, находящиеся в сверхпроводящем состоянии при температуре около четырех кельвинов, или – 269 градусов Цельсия. Для охлаждения до такой температуры внутри катушек сделаны каналы, по которым течет жидкий гелий.

Стройплощадка ИТЭР в марте 2019 года. Фото: iterrf.ru

Сама вакуумная камера в виде тора (пончик, как ее называют в ИТЭР) выполнена из упомянутой выше особой нержавеющей стали, способной выдержать нейтронную радиацию, возникающую при работе токамака. При 19 метрах в диаметре и 11 метрах в высоту она весит больше пять тысяч тонн. У камеры двойные стенки, между которыми плещется дистиллированна вода — теплоноситель реактора.

Нейтронная радиация — основной негативный момент работы токамака. Чтобы улавливать высокоэнергетические нейтроны внутренняя стенка пончика покрыта бланкетом. Это система их 440 кассет, сделанных из меди, усиленной нержавеющей сталью. Передняя стенка кассет покрыта слоем бериллия толщиной от 8 до 10 миллиметров. По мере износа, бериллиевые слои будут заменять. Бланкет должен замедлять нейтроны и отводить тепло, которое при этом выделяется. Каждая кассета весит больше 4,5 тонны, а всего на них уйдет 12 тонн бериллия.

При этом бланкет — это еще и инструмент для эксперимента. Три его кассеты TBM (Test Blanket Modules) содержат изотоп лития. В результате столкновения нейтронов с этим изотопом образуется гелий-4 и тритий. Возможно, использование подобных кассет позволит реактору таким образом вырабатывать тритий для использования в качестве топлива.

Еще один защитный механизм ИТЭР — дивертор, который расположен в нижней части вакуумной камеры. Его задача — удалять из плазмы загрязнения, включая бериллиевую пыль, которые вызывают дополнительное излучение, способное негативно воздействовать на камеру.

В качестве топлива ИТЭР использует смесь дейтерия и трития, и этот реактор первый, приспособленный именно под него. Разогревать топливо до состояния плазмы будут с помощью высокочастотного нагревателя (по сути, большой микроволновки). Также можно задействовать и центральный электромагнит, обеспечив индукционный нагрев плазмы.

В камеру, из которой откачен воздух, при работающих электромагнитах будут вводит дейтериево-тритиевую смесь. Там она будет нагреваться, ионизироваться и становиться плазмой. Чтобы «поддать газу», на ИТЭР установят ледяную пушку. Она буквально замораживает топливную смесь и выстреливает ее в плазму небольшими гранулами на скорости до 1000 метров в секунду. Звучит масштабно, но на деле в камере в каждый момент времени будет находиться не больше одного грамма топлива.

Самая большая составляющая ИТЭР — это криостат, то есть оболочка реактора. Она почти 30 метров в высоту и в диаметре, а весит 3850 тонн. Криостат обеспечит опору для всех механизмов токамака, а также станет барьером между ним и внешней средой. Снаружи его окружат биозащитой — двухметровым слоем бетона.

Разумеется, у токамака есть и системы управления, топливная система для хранения и подачи дейтериево-тритиевой смеси, вакуумная система для откачки воздуха, криогенная и водяная система для охлаждения, дистанционный манипулятор для замены кассет бланкета и дивертора, хранилище отходов.

ИТЭР — это дорогая и сложная установка, при этом она не будет поставлять электроэнергию в сеть — напротив, станет активно потреблять, ведь для питания понадобится 110 мегаватт постоянно и 620 мегаватт во время зажигания плазмы. Тем не менее, в его строительстве есть резон. Ожидается, что ИТЭР ответит на большинство вопросов относительно практического использования термоядерных реакторов, даст исключительно много информации для совершенствования технологии и позволит впоследствии создать коммерчески успешные электростанции. То есть это вложение ради будущей прибыли. Впрочем, возможен и другой вариант: ИТЭР докажет, что термоядерная энергетика несостоятельна (по крайней мере, в наше время). Что ж, негативный опыт — тоже опыт.

Кстати, посмотреть на стройплощадку ИТЭР можно здесь: https://static.iter.org/com/360/calendar/2022-04/

Структура комплекса ИТЕР

Вышеописанная «в двух словах» конструкция токамака представляет собой сложнейший инновационный механизм, собираемый усилиями нескольких стран. Однако, для ее полноценной работы требуется целый комплекс построек, расположенных вблизи токамака. В их числе:

Система управления, связи и доступа к данным (Control, Data Access and Communication) – CODAC. Находится в ряде зданий комплекса ИТЕР.
Хранилища топлива и топливная система – служит для доставки топлива в токамак.
Вакуумная система – состоит из более чем четырехсот вакуумных насосов, задача которых – выкачка продуктов термоядерной реакции, а также различных загрязнений из вакуумной камеры.
Криогенная система – представлена азотным и гелиевым контуром. Гелиевый контур будет нормализировать температуру в токамаке, работа (а значит и температура) которого протекает не непрерывно, а импульсно. Азотный контур будет охлаждать тепловые экраны криостата и сам гелиевый контур. Также будет присутствовать водяная система охлаждения, которая направлена на понижение температуры стенок бланкета.
Электропитание. Токамаку потребуется примерно 110 МВт энергии для постоянной работы. Для этого будут проведены линии электропередач в километр, которые будут подключены к французской промышленной сети. Стоит напомнить, что экспериментальная установка ИТЭР – не предусматривает выработку энергии, а работает лишь в научных интересах.

Элементы комплекса ИТЭР

* * *

Подводя итог, следует отметить, что перспективы развития термоядерных исследований
как в нашей стране, так и во всём мире тесным образом связаны с тем, в какой мере
человечество намерено следовать идеям минимизации негативного воздействия на окружающую
среду, сокращения выбросов углекислого и иных парниковых газов, накопления вредных
отходов и т.п. Можно только присоединиться к часто цитируемым словам одного из первых
руководителей термоядерных исследований в нашей стране академика Л.А. Арцимовича:
“Эта проблема (проблема УТС. – Прим. авторов) обязательно будет решена, когда термоядерная энергия будет совершенно необходима
человечеству, потому что принципиальных затруднений на этом пути, по-видимому, нет”.

За прошедшие десятилетия принципиальных затруднений (то есть запретов со стороны физической
науки) проведённые исследования действительно не выявили. Более того, большинство
казавшихся непосильными трудностей были успешно преодолены усилиями учёных и инженеров.
Вместе с тем, хотя очевидной потребности в термоядерной энергетике, в том числе потребности
экономической, в настоящее время не существует ни в виде самостоятельного компонента,
ни в паре с традиционной ядерной энергетикой, несмотря на прогнозируемые достоинства
такого симбиоза, задача научных и инженерных исследований в области УТС заключается
в необходимости сохранения профессиональных компетенций и обеспечения должной степени
технологической готовности к возникновению такой потребности

Передовые научные достижения
в конечном счёте формируют новые рынки, а не расширяют продажи на рынках существующих.
С этой точки зрения крайне важно, что термоядерные исследования ведутся на пределе
имеющихся технологических возможностей, выступая уже сегодня технологическим драйвером
развития наукоёмких отраслей промышленности.

Что такое токамак и стелларатор?

Аббревиатура русская, как как первая установка была разработана в Советском Союзе. Токамак – это тороидальная камера с магнитными катушками. Тор представляет собой трёхмерную геометрическую фигуру (по форме напоминающую бублик, если простыми словами), а тороид – тонкий провод, намотанный на каркас в форме тора. Таким образом, высокотемпературная плазма в установке образуется и удерживается в форме тора. При этом главный принцип токамака сводится к тому, что плазма не взаимодействует со стенками камеры, а как бы висит в пространстве, удерживаемая сверхмощным магнитным полем. Схему термоизоляции плазмы и метод использования подобных установок в промышленных целях впервые предложил советский физик Олег Александрович Лаврентьев. Первый токамак был построен в 1954 году и долгое время существовал только в СССР. До настоящего времени в мире было построено где-то около двух сотен подобных устройств. Сейчас действующие тороидальные камеры для исследования управляемого термоядерного синтеза есть в России, США, Японии, Китае и в Евросоюзе. Самым крупным международным проектом в этой сфере является ITER (об этом чуть позже). Инициатором строительства материаловедческого токамака в Казахстане был руководитель российского Курчатовского института академик Евгений Павлович Велихов. С 1975 года он возглавлял советскую программу управляемых термоядерных реакторов. Идея построить установку на бывшем Семипалатинском ядерном полигоне появилась в 1998 году, когда Велихов встретился с президентом РК Нурсултаном Назарбаевым.

Схема удержания плазмы в стеллараторе / Материалы предоставлены Институтом атомной энергии НЯЦ РК

Стелларатор представляет собой альтернативный токамаку тип реактора для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Изобретён американским астрофизиком Лайманом Спитцером в 1950 году. Название происходит от латинского слова stella (звезда), что указывает на аналогичность процессов внутри звёзд и в рукотворной установке. Главное отличие состоит в том, что магнитное поле для изоляции плазмы от внутренних стенок камеры полностью создаётся внешними катушками, что позволяет использовать его в непрерывном режиме. Плазма в стеллараторе образуется в форме “мятого бублика” и как бы закручивается. На сегодняшний день исследовательские стеллараторы есть в России, на Украине, в Германии и в Японии. Причём в Германии недавно запущен крупнейший в мире стелларатор Wendelstein 7-X (W7-X).

Казахстанский токамак материаловедческий / Григорий Беденко

– Это всё исследовательские установки, – рассказывает руководитель научной группы проекта КТM Бауржан Чектыбаев. – Стелларатор отличается конфигурацией магнитного поля. В токамаке для удержания плазмы применяется так называемая тороидальная обмотка и полоидальная внешняя обмотка. А в стеллараторе наоборот – там накрученная по спирали обмотка, которая выполняет функции и тороидальной, и полоидальной. Токамак изначально является импульсной установкой, а стелларатор – более стационарная установка, то есть преимущество закрученной обмотки позволяет неограниченно долго удерживать плазму. Стеллараторы разрабатывались в одно время с токамаками, и в свое время токамаки вырвались вперёд по параметрам плазмы. Во всем мире началось “шествие” токамаков. Но тем не менее стеллараторы развиваются. Они есть в Японии, в Германии недавно построили – был введён в эксплуатацию Wendelstein 7-X (W7-X). В США есть стелларатор. Кроме того, есть огромное количество всевозможных исследовательских установок с отчасти магнитным удержанием плазмы – это ловушки различные. Также есть инерциальный термоядерный синтез, когда маленькая мишень нагревается под действием лазерного излучения. Это такой маленький термоядерный взрыв.

Узлы и агрегаты верхней части установки / Григорий Беденко

И всё же наиболее перспективным в качестве промышленного термоядерного реактора на сегодняшний день считается токамак.

Технологическое здание, в котором находится КТМ / Григорий Беденко

Открытие атомной энергии

Отто Хан

В 1938 году немецкие физики Отто Хан и Фриц Штрассман бомбардировали атом урана нейтронами в попытке образовать тяжелые элементы. Но ядро урана распалось на более лёгкие элементы барий и криптон, что значительно меньше, чем уран. Ученые озадачились неожиданными результатами так как открыли расщепление ядра.

Австрийский физик Лиза Мейтнер, бежавшая в Швецию после вторжения Гитлера в ее страну, поняла, что расщепление ядра также освобождает энергию. Работая над этой проблемой, она установила, что деление дает минимум два нейтрона. В конечном счете, другие физики поняли, что каждый вновь освобожденный нейтрон может продолжать вызывать две отдельные реакции, каждая из которых может вызвать по крайней мере еще. Один удар может запустить цепную реакцию, управляя выпуском еще большей энергии.

Преимущества и недостатки

Хотя рентабельность данной установки еще находится под вопросом, согласно работам многих исследователей – создание и последующее развитие технологии управляемого термоядерного синтеза может в результате дать мощный и безопасный источник энергии. Рассмотрим некоторые положительные стороны подобной установки:

Основным топливом термоядерного реактора является водород, а это означает – практически неисчерпаемые запасы ядерного топлива.
Добыча водорода может происходить посредством переработки морской воды, которая доступна большинству стран. Из этого следует невозможность возникновения монополии топливных ресурсов.
Вероятность аварийного взрыва в процессе работы термоядерного реактора значительно меньше, чем в процессе работы ядерного реактора. Согласно оценкам исследователей, даже в случае аварии выбросы радиации не будут представлять опасности для населения, а значит отпадает и надобность в эвакуации.
В отличие от ядерных реакторов, термоядерные реакторы вырабатывают радиоактивные отходы, которые имеют короткий период полураспада, то есть быстрее распадаются. Также в термоядерных реакторах отсутствуют продукты сгорания.
Для работы термоядерного реактора не требуются материалы, которые используются также для ядерного оружия. Это позволяет исключить возможность прикрытия производства ядерного оружия путем оформления материалов для нужд ядерного реактора.

Термоядерный реактор — вид изнутри

Однако, существует также ряд технических недоработок, с которыми постоянно сталкиваются исследователи.

Например, нынешний вариант топлива, представленный в виде смеси дейтерия и трития, требует разработки новых технологий. Например, по окончанию первой серии тестов на крупнейшем на сегодняшней день термоядерном реакторе ДЖЕТ, реактор стал настолько радиоактивным, что далее потребовалась разработка специальной роботизированной системы обслуживания для завершения эксперимента. Другим неутешительным фактором работы термоядерного реактора является его КПД – 20%, в то время как КПД АЭС – 33-34%, а ТЭС — 40%.

Термоядерный реактор ДЖЕТ

МЫ БЫЛИ ПЕРВЫМИ

В условиях ограниченности ресурсов, выделяемых на научно-технологическое развитие,
для крупных корпораций или целых стран неизбежна постановка вопроса о выборе приоритетов,
решаемого зачастую волевым образом или посредством лоббирования. К числу более или
менее объективных критериев выбора таких приоритетов можно отнести следующие:

• наличие компетенций и серьёзных заделов в разработке направления развития (при их
отсутствии трудно претендовать на достижение технологического лидерства);

• науко- и трудоёмкость направления (в отсутствие которых преимущество – на стороне
малого и среднего бизнеса как более гибкого и оперативного);

• долговременность и стратегический характер реализации направления (без чего масштабные
вложения в данное направление окажутся неоправданными);

• быстрое развитие смежных/побочных направлений (что позволяет оправдывать, хотя бы
частично, вложения в ходе решения основной задачи, демонстрируя их продуктивность).

Более подробно позиция авторов о роли и месте прикладной науки изложена в статье []; здесь же отметим, что термоядерные исследования в России с использованием токамаков
вполне соответствуют вышеуказанным критериям.

Не углубляясь в историю отечественных термоядерных исследований, неоднократно описанную
с разной степенью детализации (см., например, ), укажем на ключевые достижения мирового уровня, позволяющие обоснованно утверждать
о наличии необходимых компетенций российских учёных в этой области.

1955 г. – сооружён тор с магнитным полем (ТМП – прообраз токамака);

1958 г. – запущена установка Т-1 – первый токамак из нержавеющей стали;

1959 г. – создан токамак Т-2 (содержит прогреваемую камеру и все базовые системы современных
токамаков);

1962 г. – на токамаке ТМ-2 применены обмотки вертикального поля;

1968 г. – на конференции МАГАТЭ (г. Новосибирск) доложены результаты рекордных экспериментов
на токамаке Т-3А (получена температура электронов T_е ≈ 1 кэВ при энергетическом времени жизни τ_E ≈ 20 мс);

1973 г. – на токамаке Т-9 продемонстрированы преимущества вытянутого сечения плазмы,
ранее предсказанные теоретически;

1975 г. – на токамаке Т-10 применение нового устройства электронного циклотронного
нагрева – гиротрона – позволило впервые достичь термоядерной температуры T_е ≈ 9 кэВ;

1976 г. – запущен токамак Т-12, на котором впервые получена диверторная магнитная конфигурация и продемонстрирована стабилизация вертикальной неустойчивости
плазмы;

1979 г. – запущен первый в мире токамак со сверхпроводящими обмотками магнитного поля
Т-7; применён метод неиндукционного поддержания тока;

1988 г. – осуществлён физический пуск токамака T-15 (оснащён магнитной системой с
использованием передового сверхпроводника NbSn и системами мультимегаваттного дополнительного
нагрева плазмы: 10 МВт гиротронами и 9 МВт инжекцией быстрых атомов).

Гибрид, решающий проблемы

Участие в этом проекте не останавливает работ, которые проводятся в России и в других странах.

Решение о модернизации и запуске токамака Т-15МД принято в том числе потому, что, как показали работы по проекту ИТЭР, для его успешного завершения необходимо в каждой из стран — участниц проекта иметь современный токамак, на котором можно проводить исследования как в поддержку программы ИТЭР, так и для развития других реакторных технологий. Российская программа, в частности, предусматривает отработку технологий, необходимых для создания нейтронных источников наработки топлива для атомной энергетики.

Пуск новой установки, необходимой для развития отечественных проектов по управляемому термоядерному синтезу, планируется на декабрь 2020 года

Дело в том, что новый реактор относится к классу гибридных, а одним из авторов идеи таких реакторов и активным сторонником их создания является академик Евгений Велихов. Это означает, что в нем будут использоваться не только реакции синтеза легких ядер (обычно дейтерия и трития), но и ядерные реакции. Бланкет такого реактора состоит из двух зон. В первой зоне — делящиеся вещества (уран или торий), во второй — литийсодержащие вещества для воспроизводства сгоревшего в плазме трития. То есть такие реакторы могут использоваться с целью наработки трития для термоядерного реактора и наработки ядерного топлива для тепловых и быстрых реакторов (плутония-239 и урана-233), для трансмутации (Трансмутация — преобразование долгоживущих и токсичных радионуклидов в менее токсичные с как можно более коротким периодом полураспада) долгоживущих высокоактивных отходов.

В принципе такие реакторы могут вырабатывать как термоядерную, так и ядерную энергию. Пока предполагается, что, кроме решения задач термоядерного реакторостроения, они смогут решить проблему исчерпания запасов ядерного топлива.

Физику процесса пояснил в интервью журналу «В мире науки» доктор технических наук, научный руководитель Курчатовского комплекса термоядерной энергетики и плазменных технологий НИЦ «Курчатовский институт» Петр Хвостенко: токамак будет генерировать термоядерные нейтроны, которые облучают топливо, окружающее плазму. В этом случае после облучения нейтронами тория-232, которого очень много в земной коре, мы получаем уран-233, который и будет топливом для атомных станций.

При этом температура плазмы в термоядерной части гибридного реактора должна составлять 30–50 °C, а не 120–150 млн °C, как в энергетическом реакторе, при этом требования к плазменной части и нейтронным потокам для гибридных реакторов на порядок ниже, чем к чисто термоядерным реакторам, и это может существенно сократить сроки их внедрения.

Новый реактор относится к классу гибридных. Это означает, что в нем будут использоваться не только реакции синтеза легких ядер, но и ядерные реакции

В статье указывается, что «проект должен стать центром исследований по программе управляемого термоядерного синтеза, объединяющим научный и технический потенциал различных коллективов страны». Этот токамак позволит находить решение широкого спектра физических и технологических проблем, необходимых для надежного обоснования параметров термоядерного реактора.

Следует отметить, что в России работают не только над созданием термоядерной установки на основе токамака — создается установка, которая использует для разогрева плазмы лазер. Недавно в Российском федеральном ядерном центре ВНИИЭФ в Сарове завершена сборка центрального элемента новейшей лазерной установки — камеры взаимодействия, мощность импульса которой выше, чем у всех существующих в мире установок в полтора раза. Как сказал в одном из своих интервью директор Института лазерно-физических исследований РФЯЦ–ВНИИЭФ академик РАН Сергей Гаранин, «до сих пор никто в мире не смог в лаборатории зажечь термоядерную мишень. Имея предыдущий опыт экспериментов, у нас есть все шансы добиться желаемого («зажигания» термоядерных реакций в мишенях. — “Стимул”) первыми в мире».

Внешне новейший лазер напоминает огромную сферу диаметром 10 метров и весом 120 тонн. Всего за 14 месяцев с использованием уникальной технологии сварки произведен монтаж сферы и ее раскрой под контролем прецизионного геодезического оборудования для размещения систем ввода излучения, технологических систем и диагностического измерительного оборудования. Толщина стенки камеры из алюминиевого сплава составляет 100 мм. Всего на поверхности сферы располагаются более 100 портов. О точности произведенных операций свидетельствуют следующие цифры: максимальное отличие формы камеры от сферы составляет менее 5 мм, а оси всех портов имеют отклонение от её центра менее 1 мм.

naukatehnika.com

Долгий путь

В 1985 году лидеры СССР Михаил Горбачев и США Рональд Рейган встретились в Женеве. Эти переговоры считаются знаковыми, поскольку с них пошла на убыль первая холодная война. Стороны договорились (пусть и формально) о ядерном разоружении. Однако Рейганом, Горбачевым и президентом Франции Франсуа Миттераном был подписан и еще один договор – о начале международного проекта по проектированию и строительству термоядерного реактора ИТЭР (International Experimental Thermonuclear Reactor). Уже сильно позже, в 2010-х, название переосмыслят и будут трактовать как латинское слово iter — путь.

Проектировщики реактора объединили наработки четырех ведущих научно-исследовательских проектов по управляемому термоядерному синтезу, предоставленные Советским Союзом, США, Японией и Европейским сообществом. Само проектирование заняло 12 лет. За это время стало понятно, что участники ИТЭР не смогут потянуть строительство реактора по первоначальному проекту. Поэтому в 1998 году они поставили цель сократить стоимость реактора на 50%. Впрочем, впоследствии и стоимость, и сроки окончания строительства пересматривались еще не раз. Первоначально реактор должны были возвести к 2016 году за пять миллиардов евро. В 2009 году пуск перенесли на 2018-й, потом еще на год, а в 2015-м и вовсе сдвинули сразу на шесть лет до 2025-го. Но на полную мощность реактор выйдет только к 2035 году. При этом расходы возросли до 22 миллиардов евро.

Сейчас в строительстве ИТЭР участвуют семь сторон: Евросоюз, Индия, Китай, Россия, США, Южная Корея и Япония. В обще сложности, что-нибудь для реактора создают 35 стран (все страны Евросоюза рассматриваются как один участник). Сама строительная площадка расположена во Франции, в исследовательском центре ядерной энергетики Кадараш неподалеку от Марселя.

Макет ИТЭР. Фото: Wikipedia

Евросоюз взял на себя 45% затрат по строительству ИТЭР (это логично, ведь стран там много, да и сам реактор останется на его территории), остальные участники вкладывают по 9,1%. При этом только 10% затрат составляют деньги. Все остальное — это строительные материалы, конструкции, приборы и технологии. Весь реактор разделен на «зоны ответственности» — каждый участник создает какую-то свою часть общего проекта. В этом и есть, пожалуй, самый интересный аспект международного сотрудничества в рамках ИТЭР. Все участники проекта получают полный доступ ко всем технологиям, задействованным в реакторе. Кроме того, они развивают собственные науку и инженерию. Например, в США специально для ИТЭР разработали новый высокопрочный сорт стали, а в России — уникальные разъединители на 12 киловольт и 60 тысяч ампер.

Таким образом, после окончания строительства у всех стран-участниц проекта будут технологии и практические наработки для конструирования собственных термоядерных реакторов.