Эра термоядерного синтеза

Идее осуществления термоядерной реакции на Земле около 70 лет. «Стройка века» — экспериментальный реактор ИТЭР — окружена скепсисом. «Атомный эксперт» разобрался в деталях проекта, его статусе и перспективах.

Управляемый термоядерный синтез — теоретически максимально безопасный и минимально воздействующий на окружающую среду — остается голубой мечтой человечества. В 1950-х годах, когда начались исследования термояда, ученые верили, что «эра термояда» начнется самое позднее через 20−30 лет. Задача оказалось сложнее. Для осуществления термоядерной реакции ядра должны сблизиться на расстояние 10⁻¹⁴ метров, преодолев кулоновский барьер. Для этого кинетическая энергия ядер должна быть увеличена за счет нагрева до 100−150 млн °C, что в 10 раз выше температуры в недрах звезд, а концентрация ядер в образовавшейся при такой температуре плазме должна быть около 10²⁰-10²¹ m⁻².

Нерешенных проблем много. Во-первых, нужно разработать сплавы с конкретными свойствами, совмещающие прочность и пластичность. (Пока основной кандидат в конструкционные материалы — вольфрам.) Во-вторых, есть вопросы по физике плазмы, ее контролю, безопасному охлаждению, а главное — стабильному удержанию.

СССР стоял у истоков исследований термоядерного синтеза; сегодня в «термоядерную гонку» включились США, Европа, Корея, Китай, Япония и другие страны.

Бум токамаков

Идея создания термоядерного реактора была основана на теплоизоляции высокотемпературной плазмы с использованием электрического поля высокого напряжения. Токамак — тороидальная камера с магнитными катушками, прототип реактора для поддержания контролируемой термоядерной реакции в горячей плазме.

Первый токамак, ТМП (СССР), был сконструирован в 1958 году в Курчатовском институте; впоследствии было построено и испытано как минимум еще 200 токамаков в СССР, США, Европе и Японии, из которых более 40 находятся в рабочем состоянии и по сей день.

Сегодня самый большой и мощный действующий токамак — JET (Joint European Torus); он находится в Великобритании, в Culham Center for Fusion Energy (CCFE), недалеко от Оксфорда. Главной задачей JET было подготовить сценарий технических характеристик, близкий к запланированному для постройки международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР. В 30 раз более мощный, чем JET, ИТЭР также будет иметь в 10 раз больший объем плазмы (840 м3). На реакторе JET было достигнуто первое в мире контролируемое выделение мощности синтеза на дейтерий-тритиевой реакции (1991 год), этому же реактору принадлежит мировой рекорд мощности управляемого термоядерного синтеза — 16 МВт (1997 год).

Концептуальный термоядерный синтез

Термоядерный реактор работает на топливе, состоящем из смеси дейтерия и трития, которое необходимо нагреть до температуры свыше 150 млн °C. При таких колоссальных температурах ядра изотопов водорода сталкиваются и, преодолевая кулоновский барьер, сливаются, образуя ядра атомов гелия. В результате каждого акта такого синтеза должно выделиться 17,6 МэВ энергии. При нагревании топливная смесь приходит в состояние полностью ионизированной плазмы, словно в солнечном ядре, где каждую секунду сгорают тонны водорода, также превращаясь в гелий. Сверхпроводящие тороидальная и полоидальная катушки совместно с центральным соленоидом удерживают плазму внутри вакуумного сосуда (реактора). Эти катушки генерируют магнитное поле, которое формирует плазму в тор.

Развитие теории магнитного удержания плазмы (Magnetic Fusion Confinement, или MFE) в реакторе прошло три этапа. В 1950-х годах считалось, что MFE можно достичь относительно легко. Шла настоящая гонка: кто первым создаст подходящую установку. К концу 1950-х годов стало ясно, что турбулентность и нестабильность в плазме — серьезные проблемы. В 1968 году советская команда изобрела токамак, который показал производительность в 10 раз выше, чем альтернативные способы. Значение температуры плазмы в 10 млн К было зафиксировано на токамаке T‑3, созданном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Льва Арцимовича. С тех пор считается наиболее перспективной идея токамаков с магнитным плазменным удержанием.

Однако есть и другая концепция термоядерного синтеза — инициирование цепных реакций внутри реактора путем нагревания и сжатия топливной мишени с помощью мощного лазерного излучения (так называемый инерционный синтез). Применяются мощные лазеры для того, чтобы зажечь небольшую мишень — ампулу, содержащую топливо, и быстро (менее чем за одну миллиардную долю секунды) достичь условий термоядерного синтеза. Лазер используется для генерации импульса инфракрасного света, который длится несколько миллиардных долей секунды с миллиардными долями джоуля энергии.

У этой технологии есть свои подводные камни. Лазеры с высоким КПД должны интенсивно, а главное — однородно облучать мишени; при этом важны сверхточная фокусировка лазеров, скрупулезное соблюдение размеров мишеней, их строго сферическая форма. Несколько ампул за секунду должны быть загружены в реактор с фиксированным положением по центру — это особенно сложно осуществить, учитывая масштабы реактора.

Самая крупная экспериментальная установка, работающая по принципу инерционного синтеза, — это Национальный центр зажигания (National Ignition Facility), расположенный в США, в Ливерморской национальной лаборатории им. Э. Лоуренса. NIF — самая мощная лазерная система в мире, насчитывающая 192 лазерных пучка. Laser Megajoule (LMJ), исследовательская установка, работающая также на базе лазера, построенная около Бордо, Франция, — аналог NIF. Принцип работы тот же, но в LMJ 176 лазерных луча.

ТОП-7 событий в области термояда в 2018 году:

Международный проект ИТЭР

International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) — самый крупный в мире токамак, сложнейшая термоядерная экспериментальная машина, призванная продемонстрировать осуществимость технологий термоядерного синтеза и доказать, что термоядерная реакция может быть управляемой. Идея ИТЭР состоит в том, чтобы на выходе вырабатывать в 10 раз больше энергии, чем на входе. Результаты экспериментов с плазмой, полученные на ИТЭР, помогут в дизайне демонстрационного коммерческого реактора DEMO (DEMOnstration Power Station), строительство которого планируется завершить в 2050 году. Основан проект ИТЭР на российской концепции токамака с магнитным удержанием плазмы.

Строительные работы ИТЭР официально начались в октябре 2007 года, после ратификации cоглашения о проекте всеми сторонами. Стройка развернулась в Кадараше, на юге Франции. Семь партнеров (Китай, Корея, Индия, Россия, Япония, США и Европейский союз) согласились инвестировать в проект свои интеллектуальные и финансовые ресурсы. При этом 45,5% финансирования осуществляет Европейский союз, поскольку ИТЭР строится на территории Франции; остальные участники вносят чуть больше 9%. Львиная доля вложений приходит не в денежном выражении, а в виде компонентов и оборудования для реактора.

Изначальная стоимость ИТЭР оценивалась в € 5 млрд, но возросла уже в четыре раза — и эта цифра еще не окончательная. А поскольку центральная организация ИТЭР не контролирует расходы семи партнеров, определить фактическую стоимость проекта крайне сложно.

Изготовление компонентов, производство оборудования и разработка диагностик для ИТЭР распределены между всеми участниками консорциума. В США, в штате Сан-Диего, разрабатывают центральный соленоид.

Над дизайном основного элемента реактора, криостата, работала Индия, присоединившаяся к консорциуму в 2005 году. Именно криостат будет обеспечивать охлаждение сверхпроводников магнитной системы до 5K (268 °C). Основа криостата, весом 1250 тонн, будет одной из самых тяжелых одиночных нагрузок при сборке машины весом 23 тыс. тонн.

Европейский союз ответственен за вакуумную камеру, однако для оптимизации проекта и минимизации задержек часть работ была поручена Корее, которая продемонстрировала высочайший уровень собственных технологий, запустив токамак со сверхпроводящей магнитной системой KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research), получивший первую плазму в 2008 году, и продемонстрировав рекордную 70-секундную высокопроизводительную плазму в 2016 году.

Китай вместе с Россией работают над созданием сверхпроводников, первая поставка которых была осуществлена в июне 2014 года.

В России над проектом ИТЭР работают около 30 институтов и организаций. Шесть кольцеобразных полоидальных магнитов с полевой катушкой будут окружать машину ИТЭР для формирования плазмы и обеспечения ее стабильности путем отстранения от стенок вакуумного реактора. Полоидальная полевая катушка № 1 (PF1) строится на Средне-Невском судостроительном заводе в Санкт-Петербурге. Россия отвечает за широкий спектр электротехнических компонентов, из которых состоят коммутационные сети, блоки быстрого разряда, комплекты поставки измерительной аппаратуры. Налажено производство сборных шин и переключающих сетевых резисторов, завершается программа НИОКР для компонентов блока быстрой разгрузки.

Японские инженеры и ученые также работают над магнитной системой, в частности, над дизайн-проектом катушек тороидального поля и над получением сверхпроводящих ниобий-оловянных стрендов. Получение первой плазмы на установке ИТЭР запланировано на 2025 год, выход на полную мощность — на 2035 год. Недавно о желании присоединиться к проекту заявили Австралия и Иран.

Источник топлива для термоядерного реактора практически неисчерпаем, поскольку дейтерий присутствует в морской воде, а тритий получают в процессе работы реактора: он образовывается в токамаке, когда выходящие из плазмы нейтроны взаимодействуют с изотопом ⁶Li, содержащимся в бланкете. Это еще одна из важнейших задач, которую должен решить ИТЭР. Кстати, бланкет и дивертор — основные плазменные компоненты. Следует отметить, что первая стенка реактора, та, что ближе всего к плазме, всего в трех метрах от нее, — неотъемлемая часть бланкета. Идея разделения этих двух компонентов была отброшена в 1980-х годах; ученые пришли к их унификации для удобного и безопасного обслуживания.

Начинка ИТЭР

Вакуумная камера объемом 850 м³, в которой будет инициироваться плазменный разряд, несет основную функцию защиты от радиоактивности внутренних компонентов (бланкета и дивертора).

Бланкет со встроенной наработкой трития и интегрированной первой стенкой реактора обеспечит защиту от высокоэнергетических нейтронов. В ИТЭР первая стенка будет изготовлена из бериллия, а для остальной поверхностной структуры будут использоваться высокопрочные медные сплавы и нержавеющая сталь. Для удобства обслуживания защитная стенка внутри реактора модульная, состоящая из 440 сегментов. Каждый сегмент (размером 1×1,5 м и весом до 4,6 тонны) имеет съемную первую стенку (обращенную непосредственно к плазме и снимающую с нее тепловую нагрузку), а также защитный экран от нейтронов.

Дивертор (от англ. divert — отводить) — элемент, расположенный в нижней части реактора. Его главная функция — минимизировать плазменное загрязнение, а также отводить тепловые и нейтронные нагрузки от стенок реактора. Дивертор будет состоять из 54 кассетных сборок с опорной конструкцией из нержавеющей стали, бронированной вольфрамовыми плитками. Три главных плазменных звена: внутренняя и внешняя вертикальные мишени, центральный купол — составляют диверторную сборку.

И для дивертора, и для бланкета будет внедрена система охлаждения, отводящая тепло от этих устройств и преобразовывающая его в электрическую энергию.

Осторожно, «горящая плазма»!

Один из важнейших критериев проекта — безопасность. При осуществлении термоядерного синтеза не инициируется цепная реакция, а значит, при любом нарушении или прекращении подачи топлива плазма охлаждается в течение нескольких секунд и затухает, словно пламя.

Тритий, содержащийся в топливе, будет вырабатываться в замкнутом контуре, поэтому должны строго соблюдаться меры безопасности при обращении с тритиевым топливом внутри реактора. Тритий — слабый бета-излучатель, он не проникает в человеческую кожу, но очень токсичен для организма при попадании через дыхательные пути. ИТЭР был разработан для защиты от выброса трития и воздействия радиоактивности на работников.

Также стоит учесть активацию внутренних компонентов и плазменной камеры при взаимодействии с нейтронами высокой энергии. Материалы внутри реактора могут быть загрязнены небольшим количеством радиоактивной пыли. Но потенциальные отходы будут обрабатываться, упаковываться и храниться прямо на месте, а период полураспада большинства радиоизотопов, содержащихся в этих отходах, составит менее 10 лет. Таким образом, в течение 100 лет радиоактивность материалов уменьшится настолько, что их можно будет переработать и в дальнейшем использовать на других термоядерных установках.

ИТЭР находится в области с умеренной сейсмической активностью, однако строится из специально армированного бетона и опирается на плиты, рассчитанные на землетрясения; сейсмические датчики вокруг площадки контролируют даже незначительную сейсмическую активность.

В дизайн проекта ИТЭР заложены несколько защитных барьеров: корректный выбор надежных современных материалов поможет минимизировать количество отходов будущих термоядерных реакторов; системы активного плазменного отключения, быстрого разряда и отвода тепла, а также сейсмический контроль не допустят аварии; специальная система вентиляции и пониженное давление в здании реактора предотвратят утечку трития и распространение радиоактивной пыли за пределы здания.

DEMO: перспективы

Если проект ИТЭР покажет перспективные рабочие показатели по достижению, а главное — удержанию «чистой» плазмы, следующим этапом на пути к термоядерному будущему станет строительство промышленного демонстрационного реактора DEMO с запланированной мощностью всей станции около 3 ГВт. Для достижения этих целей DEMO должен иметь линейные размеры примерно на 15% больше, чем ИТЭР, а значит, и более мощное кольцевое магнитное поле, примерно на 30% выше, с общим удержанием плазмы в реакторе в течение нескольких недель.

DEMO позволит распахнуть двери в мир промышленной и коммерческой эксплуатации термоядерной энергии. Строительные работы по DEMO вполне могут начаться до 2045 года, но основной план предусматривает производство электроэнергии от DEMO к 2050 году. Сегодня все концептуальные проекты DEMO находятся на рассмотрении всех членов ИТЭР, но еще рано говорить о том, будет ли DEMO международным проектом, как ИТЭР, или серией национальных проектов.

ИТЭР (как и будущий DEMO) — проект энерго- и финансово затратный. Скептики продолжают задаваться вопросом: а стоит ли овчинка выделки?

Очевидно, что вложения и затраты на электроэнергию термоядерных электростанций будут значительно выше вложений в существующие АЭС — несмотря на то что стоимость топлива будет минимальной. Причина — высокая стоимость замены поврежденных ядерных компонентов. Тепловая и нейтронная нагрузки ядерных компонентов будут настолько сильными, что срок службы некоторых ядерных элементов можно будет оценить от 4,5 до 10,5 лет — значительно короче срока службы типичной АЭС (40 лет). По приблизительным подсчетам, стоимость их замены будет распределена на весь период эксплуатации станции, в результате среднегодовая цена таких работ составит $ 85 млн, тогда как среднегодовые затраты на топливо не будут превышать $ 2,75 млн.

В начальный период эксплуатации это приведет к тому, что цена электроэнергии от термоядерных электростанций будет сопоставима с ценой электроэнергии от солнечных и ветряных станций. При этом производство электроэнергии высокой мощности не будет зависеть от времени года или погоды, и не нужно будет поддерживать резервные ископаемые ресурсы.

Для выработки электроэнергии от коммерческого термоядерного синтеза электростанция должна быть проще и бюджетнее, чем ИТЭР. Сегодня предлагается все больше многообещающих подходов осуществления термоядерного синтеза. Например, Tri Alpha Energy только что объявила о крупном прорыве с машиной на $ 90 млн. Дизайн компании основан на конфигурации с обратной поляризацией, сочетающей особенности основных термоядерных концепций. В отличие от других устройств термоядерного синтеза, таких как токамак, обратная поляризация обеспечивает топологию магнитного поля, при которой осевое поле внутри реактора изменяется вихревыми токами в плазме. Корпорация EMC2 Inc. также объявила о прорыве в удержании плазмы: она использует специально разработанную высоковольтную сетку для захвата ионов в плазме и их сильного сближения, что молниеносно вызывает реакцию синтеза. Финансирование проекта по термояду должно отражать эти и иные альтернативные ноу-хау.

В целом у термоядерных проектов неплохие шансы стать самым чистым и доступным источником энергии, учитывая неисчерпаемое и дешевое топливо, ядерную безопасность и минимальное воздействие на окружающую среду.

Гибридный синтез

Пока ведутся дискуссии на тему: быть термояду или нет — звучат предложения рассмотреть вариант гибридной установки, которая может стать разумным компромиссом.

Идея не нова, она обсуждалась еще на заре освоения ядерных технологий, но после серьезных аварий от нее отказались в пользу развития «чистой» энергии от термоядерного синтеза без нарабатываемых делящихся материалов. Концепция гибридного синтеза призвана уравновесить преимущества и недостатки двух парадигм ядерной генерации: цепная реакция обеспечивает выход огромного количества энергии за один акт деления, в то время как термоядерный синтез, порождая энергию в меньшем объеме, приводит к образованию нейтронов без инициации цепной ядерной реакции. В реакторах, работающих на урановом топливе, используется только один изотоп — ²³⁵U (или ²³⁹Pu), который составляет всего 1% от общего количества добываемого урана. А вот гибридный реактор мог бы использовать любые изотопы урана. Таким образом, с помощью термоядерной подпитки установка теоретически могла бы работать более чисто и эффективно, в значительной степени уменьшая проблемы с отходами и их распространением. Сторонники гибрида утверждают, что такая технология будет безопасной и устойчивой к аварийным ситуациям, потому что работать реактор будет в докритических условиях и деление не будет самоподдерживающимся.

-------------------------------------------------------------------

Хотите оперативно узнавать о выходе других полезных материалов на сайте "ГИС-Профи"?
Подписывайтесь на нашу страницу в Facebook.
Ставьте отметку "Нравится", и актуальная информация о важнейших событиях в энергетике России и мира появится в Вашей личной новостной ленте в социальной сети.