
Все, что вы хотели знать о настоящем и будущем термоядерной энергетики
Один грамм дейтерия, выделенного из воды, по энергетическому «потенциалу» эквивалентен эшелону вагонов нефти. Этот поразительный факт вроде бы сулит человечеству неисчерпаемый источник энергии – в далеком будущем и при наличии необходимых технологий. Проект Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER), основанный на реакции слияния ядер двух тяжелых изотопов водорода, дейтерия и трития, в ядро «легкого» гелия, как раз и призван показать миру возможность промышленного производства термоядерной энергии. И если этот эксперимент пройдет успешно, то это будущее может оказаться не таким уж и отдаленным.
Один из ведущих специалистов Института ядерной физики им. акад. Г.И. Будкера СО РАН (Новосибирск) – заместитель директора по научной работе, профессор, д.ф.-м.н. А. В. Бурдаков и д.ф.-м.н. А. В. Красильников, руководитель «Проектного центра ИТЭР» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» (Москва) рассказали корреспонденту журнала «НАУКА из первых рук» о том, зачем человечеству понадобилось «приручать» Солнце и что для этого делают сибирские физики
В старых фантастических фильмах можно увидеть, как люди в белых халатах с умным видом разносят по «колбочкам» солнечную плазму – наверное, именно так виделась далеким от науки сценаристам реализация идеи термоядерного синтеза. В свое время ученым удалось разработать способы запустить термоядерную реакцию в смеси тяжелых ядер водорода, и этот первый шаг к управляемому термоядерному синтезу прозвучал в СССР летом 1953 г. очень громко – взрывом первой в мире водородной бомбы. Тогда же родилась идея использовать термоядерную энергию в мирных целях, но первоначальная эйфория перетекла в долгие годы исканий и напряженной работы.
Следующий шаг к управляемому термоядерному синтезу был сделан российскими академиками А.Д. Сахаровым и И.Е. Таммом, предложившим удерживать плазму с помощью магнитного поля, которое должно было заменить гравитационное, действующее на Солнце. Нужно было только придумать технологию, с помощью которой вещество можно не только довести до нужной температуры, но и удержать его. Другими словами, создать ловушку для плазмы.
Советские ученые предложили использовать для этой цели замкнутую конфигурацию ловушки. Дело в том, что магнитное поле сжимает и удерживает плазму в поперечном направлении относительно силовых линий, а вот вдоль силовых линий плазма течет свободно, как по рельсам. «Запереть» плазму на пути магнитных силовых линий можно разными способами, но самой успешной оказалась отечественная идея токамака – тороидальной камеры с магнитными катушками. Это закрытая система, в которой силовые линии магнитного поля как бы навиваются на «бублик».
Именно отечественный токамак Т-3, на котором были получены поразительные для того времени температуры плазмы (до 10 млн градусов по Цельсию!), и стал прародителем магнитных ловушек закрытого типа, которые начали создаваться во Франции (TFR), США (Alcator A), Японии (JFT) и, чуть позже, в Китае. Создание токамаков стало очередным, очень важным шагом к термоядерной энергетике.
Одна из главных проблем, которую надо решить при создании термоядерной станции, – повысить ее КПД, т.е. отношение полученной в термоядерной реакции и затраченной мощности (фактор Q). Это параметр, естественно, должен быть больше единицы. Для промышленной электростанции значение Q должно быть не меньше пяти: только в этом случае заряженные альфа-частицы, которые вместе с нейтронами рождаются при термоядерной реакции, но, в отличие от последних, не покидают магнитную ловушку, будут способствовать поддержанию высокой температуры. То есть при Q, равном пяти, достаточно один раз «зажечь» плазму, а потом никаких дополнительных манипуляций с реактором проводить уже не нужно. В идеале значение Q должно достигать десяти.
Но строительство установки, на которой можно будет довести Q до нужного значения, в одиночку не под силу ни одной стране мира. Поэтому в 80-х гг. XX в. советские физики-ядерщики выступили с инициативой строительства международного экспериментального термоядерного реактора – с проектом ИТЭР. Тогдашний глава СССР М.А. Горбачев, президенты и Р. Рейган (США) и Ф. Миттеран (Франция) поддержали эту идею. Но прошло еще два десятилетия, прежде чем мир сделал очередной шаг к термоядерному будущему: место для строительства экспериментального реактора было выбрано.
Д.ф.-м.н. Анатолий Витальевич Красильников («Проектный центр ИТЭР», Москва):Еще в 1960-х гг. академик Л.А. Арцимович, руководитель советской программы по управляемому термоядерному синтезу, говорил, что термоядерная энергия будет освоена тогда, когда это действительно понадобится человечеству. Решение семи технологически развитых стран о создании Международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР) свидетельствует, что это время пришло. Состоятельной и обоснованной критики проекта ИТЭР и термоядерной энергетики в целом на сегодня нет.

Вся интеллектуальная собственность, создаваемая в рамках проекта ИТЭР, в полной мере принадлежит всем партнерам. И хотя вклад РФ эквивалентен 9,09% стоимости проекта, она, как и все другие страны-участники, получает право на всю интеллектуальную собственность ИТЭР. В сборнике, недавно изданном нашим центром, представлено свыше трех десятков подобных новых технологий, которые уже активно внедряют в своих лабораториях и на производствах российские организации, участвующие в реализации проекта.
Но хотя ИТЭР и является современной технологической платформой термоядерной энергетики, она не всеобъемлющая. Для создания самого термоядерного реактора необходимо развить еще ряд технологий, выходящих за рамки проекта. Нужно решить проблемы с генерацией стационарного неиндуктивного тока, созданием электромагнитной системы из высокотемпературного сверхпроводника и т.п. Эксперименты, которые в будущем будут проводиться на ИТЭР, дополнят этот перечень.
В программах термоядерных исследований всех технологически развитых стран в качестве горючего сегодня рассматривается дейтерий-тритиевая смесь. Изучение других вариантов термоядерного горючего (дейтерий–дейтерий, дейтерий–гелий-3, протон–бор-11) носит пока академический характер, так как по ряду существенных физико-технических факторов эти реагенты существенно уступают Д-Т топливу.
Планируется, что полномасштабная реализация процессов горения термоядерной плазмы в ИТЭР будет достигнута во второй половине 2030-х гг. Должна быть получена термоядерная мощность в 500 МВт, которая в десятикратном размере превысит мощность, «истраченную» на поддержание плазмы. Но потребуется еще около 15 лет, чтобы построить сам термоядерный реактор (ДЕМО), где будет генерироваться электрическая и тепловая энергия
Выбор пал на Прованс, юго-восток Франции. Это место соответствовало всем требованиям, в том числе характеризовалось комфортными климатическими условиями и хорошей транспортной доступностью, в том числе по морю. Последнее было важно, так как требовалось транспортировать громоздкие детали, вес которых мог достигать 100 тонн и более.
Наконец, уже в середине первого десятилетия нового века, строительство токамака ИТЭР началось.
Каждая деталь – шаг в неизведанное
Институт ядерной физики СО РАН выполняет несколько работ по проекту ИТЭР. Одна из них – производство четырех порт-плагов, деталей из стали весом 46 т, которые выполняют роль первой стенки, примыкающей к нагретой до 100 млн градусов плазме. Порт-плаг одновременно служит и «окном» в горячую область, и «пробкой» для того чтобы остановить поток термоядерных нейтронов генерируемых в плазме.
Всего таких деталей будет создано 33 штуки, и в каждой разместят диагностические системы, которые будут поставлять информацию о состоянии вещества на центральный пульт. Эти системы производят в России, Европе, Корее, Индии. На этом этапе ИЯФ исполняет еще одну роль – интеграционную. К 2019 г. в институте появится особая площадка, где будут собраны все эти диагностические устройства и начнется их монтаж в порт-плаги. По окончании этой сложной инженерной работы узлы будут отправлены во Францию, на площадку ИТЭР. Интеграционная площадка для сборки порт-плагов уже готовится. Это будет «чистое» помещение, где содержание пыли, микроорганизмов, аэрозольных частиц и химических паров будет постоянно контролироваться и поддерживаться на определенном уровне.
«Порт-плаги, которые примыкают непосредственно к плазме, не только несут диагностические комплексы, которые контролируют параметры плазмы, позволяющие судить о ходе термоядерной реакции, но и защищают от потока нейтронов. Поэтому сделаны они из стали, разработанной специально для проекта ITER – 316L(N)-IG. Одной из особенностей данного материала – специальный, тщательно контролируемый, химический состав, обеспечивающий требуемый уровень примесей.
В ИЯФ создается и самый сложный порт – экваториальный. Пока сделан полномасштабный опытный образец элемента диагностического защитного модуля, другими словами, верхняя крышка.
Работа ведется, можно сказать, по методу последовательного приближения: сначала создается макет, по результатам испытаний происходит корректировка проекта вплоть до стадии прототипирования и постановки на производство. Такой регламент очень важен, так как любой инженерный просчет ставит под угрозу весь проект»
Один из порт-плагов, которые делают в ИЯФ, должен быть готов к запуску токамака, запланированному на 2025 г., поэтому работы будут закончены уже к 2023 г. И сейчас у института горячее время, а через год станет еще горячее.
Создание каждой детали для ИТЭР – не простое производство, но сложная исследовательская работа. К примеру, итоговый вариант экваториального порт-плага, за производство которого взялся ИЯФ, разительно отличался от первоначального. Уже в процессе работы стало очевидно, что придется создавать новые материалы и технологии.
Для работы над проектом в ИЯФ освоили и технологию глубокого сверления. В классическом варианте вращается деталь, а сверло неподвижно. А для того, чтобы убрать стружку, которая забивает полость сверления, в сквозное отверстие самого сверла пускают охлаждающую жидкость под большим давлением. Но если деталь большая и неподвижная, как в нашем случае, то вращаться должно сверло, и направить жидкость в полость сверления уже гораздо сложнее. Такой технологии в ИЯФ не было, поэтому институт приобрел и модернизировал под свои нужды соответствующее оборудование. Теперь мы можем сверлить на два метра с двух сторон с хорошей точностью.
В работе по проекту ИТЭР новые технологии требуются буквально на каждом этапе. Одна технология рождает другую – это непрерывный и многоцелевой процесс. Как следствие, в институте появляется комплексное высокотехнологичное оборудование, которое ИЯФ будет использовать и для своих собственных проектов.
То же самое относится и к новым материалам. Например, когда в институте началась работа над нейтронной защитой первой стенки, было решено использовать карбид бора – материал, выдерживающий экстремальные температурные нагрузки, но дорогой. Сейчас мы совместно с Новосибирским электровакуумным заводом начинаем исследовательскую работу по разработке более дешевой технологии производства этого нужного материала.
Есть и физические задачи, которые также требуют решения. Основная – проблема взаимодействия плазмы с поверхностью. Когда токамак работает в режиме хорошего удержания, плазма сходит с поверхности «бублика» в дивертор порциями, а не сплошным потоком. И каждая эта порция несет разрушительную энергию, поэтому, если никаких мер не предпринимать, то материал быстро истончится. Еще время от времени и по неизвестным причинам происходит так называемый «срыв плазмы», когда она переходит в неустойчивое состояние и полностью изливается в дивертор. Задача распадается на несколько составляющих: какие предельные нагрузки выдерживает дивертор, как уменьшить поток плазмы и есть ли способ ее переизлучить, как ликвидировать или управлять таким срывом?
Несмотря на то, что ИТЭР – это токамак, т.е. магнитная ловушка закрытого типа, ИЯФ продолжает развивать еще одно направление – открытые ловушки, в чем является мировым лидером. В некоторых таких системах вытекание плазмы вдоль силовых линий магнитного поля предотвращается с помощью магнитных пробок – поэтому их называют еще пробкотронами. Сейчас в институте работают две установки открытого типа – ГДЛ (газодинамическая ловушка) и ГОЛ-3 (гофрированная ловушка), а недавно заработала экспериментальная установка – «СМОЛА». На этих ловушках ученые института занимаются не только собственными исследованиями физики плазмы, но и решают нетривиальные физические задачи для проекта ИТЭР.
Мы работаем в области физики неустойчивостей. Если есть магнитное удержание, то явления такой природы проявляются одинаково как в закрытых, так и в открытых магнитных системах. К примеру, на токамаках ученые научились бороться с желобковой неустойчивостью, и эти знания наши ученые могут использовать в открытых ловушках.
Но есть вопросы, связанные, например, с взаимодействием плазмы и материала, которые нельзя решить ни на каких существующих сегодня токамаках. В частности, на них нельзя достичь параметров, которые должны иметь плазменные потоки, контактирующие со стенками реактора ИТЭР. А вот на открытых ловушках в силу их геометрической конфигурации таких параметров достичь можно. Поэтому подобные эксперименты проводятся у нас, а полученная информация используется в проекте ИТЭР. Такой вот равноценный научный обмен.
ИТЭР – это научно-исследовательский проект всего мира, настоящий шаг в неизведанное. К тому же, помимо основной цели – освоения «звездной энергии» и перехода на новую термоядерную энергетику, все страны-участницы получают «бонусом» самые последние научные открытия и новейшие технологии, которые можно использовать здесь и сейчас.
Как добавил д.ф.-м.н. А. В. Красильников: «Термоядерная энергетика начнет реально удовлетворять энергетические потребности человечества уже в последней трети текущего века. То есть именно тогда, когда ожидается энергетический дефицит, учитывая прогнозы по выравниванию энергопотребления среди стран и перспективы освоения дальнего космоса. Время термоядерной энергетики действительно пришло: промышленный термоядерный реактор очень скоро будет необходим все развитым странам мира».
Подготовила Татьяна Морозова, редактор Л. Овчинникова
