Вторая половина XX века была периодом бурного развития ядерной физики. Стало ясно, что ядерные реакции можно использовать для получения огромной энергии из мизерного количества топлива. От взрыва первой ядерной бомбы до первой АЭС прошло всего девять лет, и когда в 1952 году была испытана водородная бомба, появились прогнозы, что уже в 1960-х вступят в строй термоядерные электростанции. Увы, эти надежды не оправдались.

Термоядерные реакции Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты – тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях

Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.

Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты — тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях.

От деления к синтезу

Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.

Критерий Лоусона

Чтобы термоядерная реакция была энергетически выгодной, нужно обеспечить достаточно высокую температуру термоядерного топлива, достаточно высокую его плотность и достаточно малые потери энергии. Последние численно характеризуются так называемым «временем удержания», которое равно отношению запасённой в плазме тепловой энергии к мощности потерь энергии (многие ошибочно полагают, что «время удержания» — это время, в течение которого в установке поддерживается горячая плазма, но это не так). При температуре смеси дейтерия и трития, равной 10 кэВ (примерно 110 000 000 градусов), нам нужно получить произведение числа частиц топлива в 1 см 3 (т.е. концентрации плазмы) на время удержания (в секундах) не менее 10 14 . При этом неважно, будет ли у нас плазма с концентрацией 1014 см -3 и временем удержания 1 с, или плазма с концентрацией 10 23 и время удержания 1 нс. Это критерий называется «критерием Лоусона».
Кроме критерия Лоусона, отвечающего за получение энергетически выгодной реакции, существует ещё критерий зажигания плазмы, который для дейтерий-тритиевой реакции примерно втрое больше критерия Лоусона. «Зажигание» означает, что той доли термоядерной энергии, что остаётся в плазме, будет хватать для поддержания необходимой температуры, и дополнительный нагрев плазмы больше не потребуется.

Z-пинч

Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.

Принцип работы Z-пинча прост: электрический ток порождает кольцевое магнитное поле, которое взаимодействует с этим же током и сжимает его. В результате плотность и температура плазмы, через которую течёт ток, возрастают.

Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.

Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.

Чем меньше отношение большого радиуса тора токамака (расстояния от центра всего тора до центра поперечного сечения его трубы) к малому (радиусу сечения трубы), тем больше может быть давление плазмы при том же магнитном поле. Уменьшая это отношение, учёные перешли от круглого сечения плазмы и вакуумной камеры к D-образному (в этом случае роль малого радиуса выполняет половина высоты сечения). У всех современных токамаков форма сечения именно такая. Предельным случаем стал так называемый «сферический токамак». В таких токамаках вакуумная камера и плазма имеют почти сферическую форму, за исключением узкого канала, соединяющего полюса сферы. В канале проходят проводники магнитных катушек. Первый сферический токамак, START, появился лишь в 1991-м году, так что это достаточно молодое направление, но оно уже показало возможность получить то же давление плазмы при втрое меньшем магнитном поле.

Пробкотрон, стелларатор, токамак

Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.

Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.

Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.

Эти фантастически переплетенные трубы не арт-проект, а камера стелларатора, изогнутая в виде сложной трехмерной кривой.

В руках инерции

Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.

Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.

Есть ряд современных конфигураций стеллараторов, и все они близки к тору. Одна из наиболее распространённых конфигураций предполагает использование катушек, аналогичных катушкам полоидального поля токамаков, и четырёх-шести скрученных винтом вокруг вакуумной камеры проводников с разнонаправленным током. Создаваемое при этом сложное магнитное поле позволяет надёжно удерживать плазму, не требуя протекания через неё кольцевого электрического тока. Кроме того, в стеллараторах могут быть использованы и катушки тороидального поля, как у токамаков. А винтовые проводники могут отсутствовать, но тогда катушки «тороидального» поля устанавливаются вдоль сложной трёхмерной кривой. Последние разработки в области стеллараторов предполагают использование магнитных катушек и вакуумной камеры очень сложной формы (сильно «мятый» тор), просчитанной на компьютере.

Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.

Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.

Магнитные перспективы

Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.

Принципиально иной подход к синтезу предлагает концепция мюонного катализа. Мюон — это нестабильная элементарная частица, имеющая такой же заряд, как и электрон, но в 207 раз большую массу. Мюон может замещать электрон в атоме водорода, при этом размер атома уменьшается в 207 раз. Это позволяет одному ядру водорода приближаться к другому, не затрачивая на это энергию. Но на получение одного мюона тратится порядка 10 ГэВ энергии, что означает необходимость произвести нескольких тысяч реакций синтеза на один мюон для получения энергетической выгодны. Из-за возможности «прилипания» мюона к образующемуся в реакции гелию пока не удалось достичь более нескольких сотен реакций. На фото — сборка стелларатора Wendelstein z-x института физики плазмы Макса Планка.

Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.

Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.

Выбор реакции

На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.

Инерциальные надежды

Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.

Проблемы токамаков

Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.

Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.

Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.

Вперед, к звездам!

Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.

Электростатическое удержание

Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.
Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.
Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!

По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.

Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.

Термоядерное будущее

Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.

Лазеры ,

We say that we will put the sun into a box. The idea is pretty. The problem is we don"t know how to make the box.

Pierre-Gilles de Gennes
Французский нобелевский лауреат

Всем электронным устройствам и машинам нужна энергия и человечество потребляет её очень много. Но ископаемое топливо заканчивается, а альтернативная энергетика пока что недостаточно эффективна.
Есть способ получения энергии, идеально подходящий всем требованиям - Термоядерный синтез. Реакция термоядерного синтеза (превращение водорода в гелий и выделение энергии) постоянно происходит на солнце и этот процесс дает планете энергию в виде солнечных лучей. Нужно только имитировать его на Земле, в меньшем масштабе. Достаточно обеспечить высокое давление и очень высокую температуру (в 10 раз выше, чем на Солнце) и реакция синтеза будет запущена. Чтобы создать такие условия, нужно построить термоядерный реактор. Он будет использовать более распространенные на земле ресурсы, будет безопасным и более мощным чем обычные атомные станции. Уже больше 40 лет предпринимаются попытки его строительства и ведутся эксперименты. В последние годы на одном из прототипов даже удалось получить больше энергии чем было затрачено . Наиболее амбициозные проекты в этой сфере представлены ниже:

Государственные проекты

Наибольшее внимание общественности последнее время достаётся другой конструкции термоядерного реактора - стелларатору Wendelstein 7-X (стелларатор сложнее по внутреннему устройству чем ITER, который является токамаком). Потратив чуть более 1 млрд. долларов немецкие ученые за 9 лет соорудили к 2015 году уменьшенную, демонстрационную модель реактора. Если он будет показывать хорошие результаты будет построена более масштабная версия.

MegaJoule Laser во Франции будет самым мощным в мире лазером и будет пытаться продвинуть метод строительства термоядерного реактора, основанный на использовании лазеров. Ввод французской установки в строй ожидается в 2018 году.

NIF (National ignition facility) было построено в США за 12 лет и 4 млрд. долларов к 2012. Они рассчитывали протестировать технологию и после сразу строить реактор, но оказалось, что, как сообщает википедия - considerable work is required if the system is ever to reach ignition. В результате грандиозные планы были отменены и ученые занялись постепенным совершенствованием лазера. Последняя задача - поднять эффективность передачи энергии с 7% до 15%. Иначе финансирование от конгресса этого метода достижения синтеза может прекратится.

В конце 2015 года в Сарове началось строительство здания для самой мощной в мире лазерной установки. Она будет мощнее текущей американской и будущей французской и позволит провести эксперименты необходимые для строительства «лазерной» версии реактора. Завершение строительства в 2020 году.

Расположенный в США лазер - MagLIF fusion признается темной лошадкой среди методов достижения термоядерного синтеза. Недавно этод метод показал результаты лучше ожидаемых, но мощность всё ещё нужно увеличить в 1000 раз. Сейчас лазер проходит апгрейд, и к 2018 учёные надеются получить столько же энергии, сколько потратили. В случае успеха будет построена увеличенная версия.

В российском ИЯФ упорно проводили эксперименты над методом «открытых ловушек» от которого отказались США в 90е. В результате были получены показатели, считавшиеся невозможными для этого метода. Учёные ИЯФ полагают, что их установка сейчас находится на уровне немецкой Wendelstein 7-X (Q=0.1), но дешевле. Сейчас за 3 млрд. рублей они строят новую установку

Руководитель Курчатовского института постоянно напоминает о планах построить в России небольшой термоядерный реактор - Игнитор. По плану, он должен быть также эффективен как ITER, хоть и меньше. Строительство его должно было начаться ещё 3 года назад, но такая ситуация типична для крупных научных проектов.

Китайский токамак EAST начале 2016 года сумел получить температуру в 50 млн. градусов и продержать её 102 секунды. До начала постройки огромных реакторов и лазеров все новости про термоядерный синтез были такими. Можно было подумать, что это просто соревнование среди ученых - кто дольше удержит всё более высокую температуру. Чем выше температура плазмы и чем дольше её удается удерживать - тем мы ближе к началу реакции синтеза. Таких установок в мире десятки, ещё несколько () () строится так что скоро рекорд EAST будет побит. В сущности, эти небольшие реакторы, это просто тестирование оборудования перед отправкой в ITER.

Lockheed Martin объявил в 2015м о прорыве в термоядерной энергетики, который позволит им построить небольшой и мобильный термоядерный реактор за 10 лет. Учитывая, что даже очень большие и совсем не мобильные коммерческие реакторы ожидались не ранее 2040 года, заявление корпорации было встречено скептически. Но компания располагает большими ресурсами так что кто знает. Прототип ожидается в 2020 году.

Популярный в кремниевой долине стартап Helion Energy имеет свой уникальный план по достижению термоядерного синтеза. Компания привлекла больше 10 млн долларов и рассчитывает создать прототип к 2019.

Держащийся в тени стартап Tri Alpha Energy недавно добился впечатляющих результатов в продвижении своего метода термоядерного синтеза (теоретиками было разработано >100 теоретических способов добиться синтеза, токамак просто самый простой и популярный). Компания также привлекла более 100 млн долларов средств инвесторов.

Проект реактора от Канадского стартапа General Fusion ещё больше не похож на остальные, но разработчики в нем уверены и привлекли за 10 лет больше 100 млн. долларов, чтобы построить реактор к 2020 году.

Стартап из Соединенного королевства - First light имеет самый доступный для понимания сайт, образовался в 2014 году, и объявил о планах использовать последние научные данные для менее затратного получения термоядерного синтеза.

Ученые из MIT написали статью с описанием компактного термоядерного реактора. Они уповают на новые технологии, появившиеся уже после начала строительства гигантских токамаков и обещают осуществить проект за 10 лет. Пока неизвестно будет ли им дан зеленый свет на начало строительства. Даже в случае одобрения, статья в журнале, это ещё более ранняя стадия чем стартап

Термоядерный синтез - это, пожалуй, наименее подходящая для краудфандинга индустрия. Но именно с его помощью и также с финансированием НАСА, компания Lawrenceville Plasma Physics собирается построить прототип своего реактора. Из всех реализуемых проектов, этот больше всего похож на мошенничество, но кто знает, может, что-то полезное они привнесут в эту грандиозную работу.

ITER будет только прототипом для постройки полноценной установки DEMO - первого коммерческого термоядерного реактора. Его запуск сейчас запланирован на 2044 год и это ещё оптимистичный прогноз.

Но есть планы и на следующий этап. Гибридный термоядерный реактор будет получать энергию и от распада атома (как обычная атомная станция) и от синтеза. В такой конфигурации энергии может быть в 10 раз больше, но безопасность ниже. Китай рассчитывает построить прототип к 2030, но эксперты говорят, что это всё равно что пытаться собрать гибридные автомобили до изобретения двигателя внутреннего сгорания.

Итог

Нет недостатка в желающих принести в мир новый источник энергии. Наибольшие шансы есть у проекта ITER, учитывая его масштаб и финансирование, но другие методы, а также частные проекты не стоит сбрасывать со счетов. Ученые десятки лет трудились над запуском реакции синтеза без особых успехов. Но сейчас проектов по достижению термоядерной реакции больше чем когда-либо. Даже если каждый из них провалится, новые попытки будут предприняты. Вряд ли мы успокоимся, пока не зажжем миниатюрную версию Солнца, здесь, на Земле.

Теги:

• термоядерный реактор
• энергетика
• проекты будущего

Добавить метки

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.

Человечество постепенно подходит к границе необратимого истощения углеводородных ресурсов Земли. Мы почти два столетия добываем из недр планеты нефть, газ и уголь, и уже понятно, что их запасы истощаются с огромной скоростью. Ведущие страны мира давно задумались над созданием нового источника энергии, экологически чистого, безопасного с точки зрения эксплуатации, с колоссальными топливными запасами.

Термоядерный реактор

Сегодня много говорят об использовании так называемых альтернативных видов энергии – возобновляемых источников в виде фотовольтаики, ветроэнергетики и гидроэнергетики. Очевидно, что в силу своих свойств данные направления могут выступить лишь в роли вспомогательных источников энергоснабжения.

В качестве долгосрочной перспективы человечества можно рассматривать только энергетику на основе ядерных реакций.

С одной стороны, интерес к строительству ядерных реакторов на своей территории проявляет все больше государств. Но все же насущной проблемой для ядерной энергетики является переработка и захоронение радиоактивных отходов, а это сказывается на экономических и экологических показателях. Еще в середине XX века ведущие мировые ученые-физики в поисках новых видов энергии обратились к источнику жизни на Земле – Солнцу, в недрах которого при температуре около 20 миллионов градусов протекают реакции синтеза (слияния) легких элементов с выделением колоссальной энергии.

Лучше всех с задачей разработки установки для реализации ядерных реакций синтеза в земных условиях справились отечественные специалисты. Знания и опыт в области управляемого термоядерного синтеза (УТС), полученные в России, легли в основу проекта, являющегося без преувеличения энергетической надеждой человечества – Международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР, ITER), который возводится в Кадараше (Франция).

История термоядерного синтеза

Первые термоядерные исследования начались в странах, работавших над своей атомной оборонной программой. Это не удивительно, ведь на заре атомной эры главной целью появления реакторов с дейтериевой плазмой было исследование физических процессов в горячей плазме, знание которых было необходимо в том числе и для создания термоядерного оружия. Согласно рассекреченным данным, СССР и США практически одновременно начали в 1950-х гг. работы по УТС. Но, в тоже время, есть исторические свидетельства, что еще в 1932 г. старый революционер и близкий друг вождя мирового пролетариата Николай Бухарин, занимавший в тот период пост председателя комитета ВСНХ и следивший за развитием советской науки, предлагал развернуть в стране проект по исследованию контролируемых термоядерных реакций.

История советского термоядерного проекта не обошлась без забавного факта. Будущего знаменитого академика и создателя водородной бомбы Андрея Дмитриевича Сахарова натолкнуло на идею магнитной термоизоляции высокотемпературной плазмы письмо солдата советской армии. В 1950 г. служивший на Сахалине сержант Олег Лаврентьев направил в Центральный комитет Всесоюзной коммунистической партии письмо, в котором предложил использовать в водородной бомбе дейтерид лития-6 вместо сжиженного дейтерия и трития, а также создать систему с электростатическим удержанием горячей плазмы для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Письмо попало на отзыв к тогда еще молодому ученому Андрею Сахарову, который в своем отзыве написал, что «считает необходимым детальное обсуждение проекта товарища Лаврентьева».

Уже к октябрю 1950 г. Андрей Сахаров и его коллега Игорь Тамм сделали первые оценки магнитного термоядерного реактора (МТР). Первая тороидальная установка с сильным продольным магнитным полем, основанная на идеях И. Тамма и А. Сахарова, была построена в 1955 г. в ЛИПАНе. Ее назвали ТМП – тор с магнитным полем. Последующие установки уже назывались ТОКАМАК, по комбинации начальных слогов в словосочетании «ТОроидальная КАмера МАгнитная Катушка». В своем классическом варианте токамак - это тороидальная камера в виде бублика, помещенная в тороидальное магнитное поле. С 1955 по 1966 гг. в Курчатовском институте было построено 8 таких установок, на которых проводилась масса различных исследований. Если до 1969 г. вне СССР был построен токамак только в Австралии, то в последующие годы их возвели в 29 странах, включая США, Японию, страны Европы, Индию, Китай, Канаду, Ливию, Египет. Всего в мире до настоящего времени было построено около 300 токамаков, в том числе 31 в СССР и России, 30 в США, 32 в Европе и 27 в Японии. Фактически три страны – СССР, Великобритания и США вели негласное соревнование, кто первым сумеет обуздать плазму и фактически начать производство энергии «из воды».

Важнейший плюс термоядерного реактора - снижение радиационной биологической опасности примерно в тысячу раз в сравнении со всеми современными атомными энергореакторами.

Термоядерный реактор не выбрасывает СО2 и не нарабатывает «тяжелые» радиоактивные отходы. Этот реактор можно ставить где угодно, в любом месте.

Шаг длиной в полвека

В 1985 г. академик Евгений Велихов от имени СССР предложил ученым Европы, США и Японии вместе создать термоядерный реактор, и уже в 1986 г. в Женеве было достигнуто соглашение о проектировании установки, получившей в дальнейшем имя ИТЭР. В 1992 г. партнеры подписали четырехстороннее соглашение о разработке инженерного проекта реактора. Первый этап строительства по плану должен завершиться к 2020 г., когда запланировано получить первую плазму. В 2011 г. на площадке ИТЭР началось реальное строительство.

Схема ИТЭРа повторяет классический российский токамак, разработанный еще в 1960-х гг. Планируется, что на первом этапе реактор будет работать в импульсном режиме при мощности термоядерных реакций 400–500 МВт, на втором этапе будет отрабатываться режим непрерывной работы реактора, а также система воспроизводства трития.

Реактор ИТЭР не зря называют энергетическим будущим человечества. Во-первых, это крупнейший мировой научный проект, ведь на территории Франции его строят практически всем миром: участвуют ЕС+Швейцария, Китай, Индия, Япония, Южная Корея, Россия и США. Соглашение о сооружении установки было подписано в 2006 г. Страны Европы вносят около 50% объема финансирования проекта, на долю России приходится примерно 10% от общей суммы, которые будут инвестированы в форме высокотехнологичного оборудования. Но самый главный вклад России – сама технология токамака, легшая в основу реактора ИТЭР.

Во-вторых, это будет первая крупномасштабная попытка использовать для получения электроэнергии термоядерную реакцию, которая происходит на Солнце. В-третьих, эта научная работа должна принести вполне практические плоды, и к концу века мир ожидает появления первого прототипа коммерческой термоядерной электростанции.

Ученые предполагают, что первую плазму на международном экспериментальном термоядерном реакторе удастся получить в декабре 2025 г.

Почему такой реактор стали строить буквально всем мировым научным сообществом? Дело в том, что многие технологии, которые планируется использовать при возведении ИТЭРа, не принадлежат сразу всем странам. Не может одно, даже самое высокоразвитое в научно-техническом плане государство иметь сразу сотню технологий высшего мирового уровня во всех областях техники, применяемой в таком высокотехнологичном и прорывном проекте, как термоядерный реактор. А ведь ИТЭР – это сотни подобных технологий.

Россия по многим технологиям термоядерного синтеза превосходит общемировой уровень. Но, к примеру, и японские атомщики также обладают уникальными компетенциями в этой области, вполне применимыми в ИТЭРе.

Поэтому еще в самом начале проекта страны-партнеры пришли к договоренностям о том, кто и что будет поставлять на площадку, и что это должна быть не просто кооперация в инжиниринге, а возможность для каждого из партнеров получить новые технологии от других участников, чтобы в будущем развивать их у себя самостоятельно.

Андрей Ретингер, журналист-международник

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.