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.

Все что-нибудь слышали о термоядерной энергетике, но мало кто может вспомнить технические подробности. Более того, краткий опрос показывает: многие уверены, что сама возможность термоядерной энергетики – это миф. Приведу выдержки с одного из интернет-форумов, на котором вдруг завязалась дискуссия.

Пессимисты:

«Можно сравнить это с коммунизмом. Проблем в этой области больше, чем явных решений…»;

«Это одна из любимых тем для написания футуристических статей о светлом будущем…»

Оптимисты:

«Это будет, потому что все невероятнейшее оказывалось либо изначально невозможным, либо тем, прогресс чего был критическим фактором для развития техники…»;

«Термоядерная энергетика – это, ребята, наше неизбежное будущее, и никуда от него не деться…»

Определимся с терминами

– Что такое управляемый термоядерный синтез?

Елена Корешева : Управляемый термоядерный синтез (УТС) – это направление исследований, целью которого является промышленное использование энергии термоядерных реакций синтеза легких элементов.

Ученые всего мира начали эти исследования, когда термоядерный синтез в его неуправляемой стадии был продемонстрирован при взрыве под Семипалатинском первой в мире водородной бомбы. Проект такой бомбы был разработан в СССР в 1949 году Андреем Сахаровым и Виталием Гинзбургом – будущими Нобелевскими лауреатами из ФИАНа – Физического института им. П. Н. Лебедева Академии наук СССР, а 5 мая 1951 года было выпущено постановление Совета министров СССР о развертывании работ по термоядерной программе под руководством И. В. Курчатова.

В отличие от ядерной бомбы, при взрыве которой энергия выделяется в результате деления атомного ядра, в водородной бомбе происходит термоядерная реакция, основная энергия которой выделяется при горении тяжелого изотопа водорода – дейтерия.

Необходимые условия для запуска термоядерной реакции – высокая температура (~100 млн °C) и высокая плотность топлива – в водородной бомбе достигаются с помощью взрыва малогабаритного ядерного запала.

Чтобы реализовать такие же условия в лаборатории, то есть перейти от неуправляемого термоядерного синтеза к управляемому, ученые ФИАН академик Н. Г. Басов, лауреат Нобелевской премии 1964 года, и академик О. Н. Крохин предложили использовать излучение лазера. Именно тогда, в 1964 году, в Физическом институте им. П. Н. Лебедева, а затем и в других научных центрах нашей страны были начаты исследования по УТС в области с инерциальным удержанием плазмы. Это направление получило название инерциального термоядерного синтеза, или ИТС.

Классическая топливная мишень, применяемая в экспериментах по ИТС, представляет собой систему вложенных шаровых слоев, простейший вариант которой – внешняя полимерная оболочка и криогенный слой топлива, сформированный на ее внутренней поверхности. Основная идея ИТС – сжать пять миллиграммов сферической топливной мишени до плотностей, превышающих более чем в тысячу раз плотность твердого тела.

Сжатие осуществляется внешней оболочкой мишени, вещество которой, интенсивно испаряясь под воздействием сверхмощных лазерных лучей или пучков высокоэнергичных ионов, создает реактивную отдачу. Не испаренная часть оболочки как мощный поршень сжимает находящееся внутри мишени топливо, и в момент максимального сжатия сходящаяся ударная волна поднимает температуру в центре сжатого топлива настолько, что начинается термоядерное горение.

Предполагается, что в камеру реактора ИТС мишени будут инжектироваться с частотой 1-15 Гц, чтобы обеспечить их непрерывное облучение и, соответственно, непрерывную последовательность термоядерных микровзрывов, дающих энергию. Это напоминает работу двигателя внутреннего сгорания, только энергии мы в таком процессе можем получить на много порядков больше.

Другой подход в УТС связан с магнитным удержанием плазмы. Это направление получило название магнитного термоядерного синтеза (МТС). Исследования в этом направлении стартовали на десять лет раньше, в начале 1950-х годов. Институт им. И. В. Курчатова – пионер этих исследований в нашей стране.

– Какова конечная задача этих исследований?

Владимир Николаев : Конечная задача – использование термоядерных реакций при производстве электрической и тепловой энергии на современных высокотехнологичных, экологически чистых, использующих практически неисчерпаемые энергетические ресурсы объектах генерации – инерциальных термоядерных электростанциях. Этот новый тип электростанций должен со временем заменить привычные нам работающие на углеводородном топливе (газ, уголь, мазут) тепловые электростанции (ТЭС), а также атомные электростанции (АЭС). Когда же это случится? По словам академика Л. А. Арцимовича, одного из лидеров исследований УТС в нашей стране, термоядерная энергетика будет создана тогда, когда станет действительно необходимой человечеству. Такая необходимость с каждым годом становится все более острой, и вот по каким причинам:

1. Согласно прогнозам, сделанным в 2011 году Международным энергетическим агентством (МЭА), мировое годовое потребление электроэнергии в период между 2009 и 2035 годами возрастет более чем в 1,8 раза – с 17200 ТВт-ч в год до более чем 31700 ТВт-ч в год, при ежегодном темпе роста в 2,4 процента.

2. Применяемые человечеством меры, направленные на экономию энергии, применение различного рода энергосберегающих технологий на производстве и в быту, увы, не дают ощутимого результата.

3. Более 80 процентов потребляемой в мире энергии сейчас производится за счет сжигания ископаемых – нефти, угля и природного газа. Прогнозируемое через пятьдесят-сто лет истощение запасов этого ископаемого топлива, а также неравномерность расположения месторождений этих ископаемых, удаленность данных месторождений от электростанций, требующая дополнительных расходов на транспортировку энергетических ресурсов, необходимость в отдельных случаях нести дополнительные весьма существенные расходы на обогащение и на подготовку топлива к сжиганию.

4. Развитие возобновляемых источников энергии на основе солнечной энергии, энергии ветра, гидроэнергетики, биогаза (в настоящее время на эти источники приходится около 13-15 процентов потребляемой в мире энергии) ограничивается такими факторами, как зависимость от климатических особенностей места нахождения электростанции, зависимость от времени года и даже времени суток. Сюда следует также добавить относительно небольшие номинальные мощности ветроустановок и солнечных станций, необходимость отведения под ветропарки значительных территорий, нестабильность режимов работы ветро- и солнечных электростанций, создающую технические сложности встраивания данных объектов в режим работы электроэнергетической системы, и т. п.

– Каковы прогнозы на будущее?

Владимир Николаев : Основным кандидатом на лидирующие позиции в энергетике будущего является ядерная энергия – энергия атомных электростанций и энергия управляемого термоядерного синтеза. Если в настоящее время около 18 процентов потребляемой в России энергии – это энергия атомных электростанций, то управляемый термоядерный синтез еще не осуществлен в промышленных масштабах. Эффективное решение практического использования УТС позволит овладеть экологически чистым, безопасным и практически неисчерпаемым источником энергии.

А где же реальный опыт внедрения?

– Почему же УТС так долго ждет своего внедрения? Ведь первые работы в этом направлении были проведены Курчатовым еще в 1950-х?

Владимир Николаев : Долгое время вообще считалось, что проблема практического использования энергии термоядерного синтеза не требует срочных решений, так как еще в 80-х годах прошлого столетия источники ископаемого топлива казались неистощимыми, а проблемы экологии и изменения климата не стояли так остро, как сейчас.

Кроме того, освоение проблемы УТС изначально потребовало развития совершенно новых научных направлений – физики высокотемпературной плазмы, физики сверхвысоких плотностей энергии, физики аномальных давлений. Потребовалось развитие компьютерных технологий и разработка ряда математических моделей поведения вещества при запуске термоядерных реакций. Для проверки теоретических результатов потребовалось сделать технологический рывок в создании лазеров, ионных и электронных источников, топливных микромишеней, диагностического оборудования, а также создать масштабные лазерные и ионные установки.

И эти усилия не пропали даром. Совсем недавно, в сентябре 2013 года, в экспериментах США на мощной лазерной установке NIF впервые продемонстрирована так называемая «научная рентабельность» (scientific breakeven): энергия, выделившаяся в термоядерных реакциях, превзошла энергию, вложенную в сжатие и нагрев топлива в мишени по схеме ИТС. Это служит дополнительным стимулом в ускорении развития существующих в мире программ, нацеленных на демонстрацию возможности коммерческого использования термоядерного реактора.

По разным прогнозам, первый опытный образец термоядерного реактора будет запущен в период до 2040 года, как результат действия ряда международных проектов и государственных программ, в том числе это международный реактор ITER на основе МТС, а также национальные программы построения реакторов на основе ИТС в США, Европе и Японии. Таким образом, от запуска процессов неуправляемого термоядерного синтеза до запуска первой электростанции УТС пройдет семьдесят-восемьдесят лет.

Относительно длительности внедрения УТС хочу пояснить, что 80 лет отнюдь не является большим сроком. Например, от момента изобретения Алессандро Вольтой первого гальванического элемента в 1800 году до момента запуска первого опытного образца электростанции Томасом Эдисоном в 1882 году прошло восемьдесят два года. А если говорить об открытии и первых исследованиях Уильямом Гилбертом электрических и магнитных явлений (1600 год), то до практического применения данных явлений прошло более двух веков.

– Каковы научные и практические направления использования инерциального управляемого термоядерного синтеза?

Елена Корешева : Реактор ИТС − это экологически чистый источник энергии, который сможет конкурировать экономически с традиционными источниками на органическом топливе и АЭС. В частности, прогноз Ливерморской национальной лаборатории США предсказывает полный отказ энергетики США от современных АЭС и их полное замещение системами ИТС к 2090 году.

Технологии, разработанные при создании реактора ИТС, могут быть использованы в различных отраслях промышленности страны.

Но прежде всего необходимо создать механический макет реактора, или ММР, который позволит оптимизировать основные процессы, связанные с частотой и синхронностью доставки топливных мишеней в зону термоядерного горения. Запуск ММР и проведение на нем тестовых экспериментов являются необходимой стадией при разработке элементов коммерческого реактора.

Ну и, наконец, реактор ИТС это мощный источник нейтронов с нейтронным выходом до 1020 н/сек, а плотность потока нейтронов в нем достигает колоссальных величин и может превышать 1020 н/сек-см 2 в среднем и 1027 н/сек-см 2 в импульсе вблизи зоны реакции. Реактор ИТС как мощный источник нейтронов является уникальным инструментом исследования в таких направлениях, как фундаментальные исследования, энергетика, нано- и биотехнологии, медицина, геология, проблемы безопасности.

Что касается научных направлений использования ИТС, то они включают изучение физики, связанной с эволюцией сверхновых звезд и других астрофизических объектов, исследование поведения вещества в экстремальных условиях, получение трансурановых элементов и изотопов, не существующих в природе, исследование физики взаимодействия лазерного излучения с плазмой и многое другое.

– По вашему мнению, а есть ли вообще необходимость перехода на УТС как на альтернативный источник энергии?

Владимир Николаев : Существует несколько аспектов необходимости такого перехода. Прежде всего, это экологический аспект: общеизвестен и доказан факт пагубного влияния на окружающую среду традиционных энергодобывающих технологий, как углеводородных, так и атомных.

Не стоит забывать и политический аспект этой проблемы, ведь освоение альтернативной энергетики позволит стране претендовать на мировое первенство и фактически диктовать цены на топливные ресурсы.

Далее отметим тот факт, что добывать топливные ресурсы становится все дороже, а их сжигание становится все менее целесообразным. Как говорил Д. И. Менделеев, «топить нефтью – это все равно, что топить ассигнациями». Поэтому переход на альтернативные технологии в энергетике позволит сохранить углеводородные ресурсы страны для их использования в химической и других отраслях промышленности.

И наконец, поскольку численность и плотность населения постоянно растут, становится все труднее найти районы строительства АЭС и ГРЭС, где производство энергии было бы рентабельно и безопасно для окружающей среды.

Таким образом, с точки зрения социальных, политических, экономических или экологических аспектов создания управляемого термоядерного синтеза вопросов как раз и не возникает.

Основная сложность заключается в том, что для достижения цели необходимо решить множество проблем, которые ранее не стояли перед наукой, а именно:

Понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей топливной смеси,

Подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы,

Разработать мощные лазеры и источники рентгеновского излучения,

Разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц,

Разработать технологию массового производства топливных мишеней и систему их непрерывной подачи в камеру реактора синхронно с приходом туда импульсов лазерного излучения или пучков частиц и многое другое.

Поэтому на первый план выходит проблема создания Федеральной целевой государственной программы по развитию инерциального управляемого термоядерного синтеза в нашей стране, а также вопросы ее финансирования.

– А будет ли безопасным управляемый термоядерный синтез? Какие последствия для экологии, населения могут быть в результате нештатной ситуации?

Елена Корешева : Во-первых, возможность критической аварии на термоядерной электростанции исключена полностью в силу принципа ее работы. Горючее для термоядерного синтеза критической массы не имеет, и, в отличие от реакторов АЭС, в реакторе УТС процесс реакции можно остановить за доли секунды в случае возникновения каких-либо нештатных ситуаций.

Конструкционные материалы для термоядерной электростанции будут подбираться таким образом, что в них не будут образовываться долгоживущие изотопы из-за активации нейтронами. Это означает, что можно создать «чистый» реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов. По оценкам, после остановки отработавшей свой срок термоядерной электростанции ее можно будет утилизировать через двадцать-тридцать лет без применения специальных мер защиты.

Важно подчеркнуть, что энергия термоядерного синтеза является мощным и экологически чистым источником энергии, использующим, в конечном счете, в качестве топлива простую морскую воду. При данной схеме извлечения энергии не возникает ни парниковых эффектов, как при сжигании органического топлива, ни долгоживущих радиоактивных отходов, как при работе АЭС.

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора, прежде всего в радиационном отношении. Как говорилось выше, возможность критической аварии на термоядерной электростанции исключена. Напротив, на АЭС существует возможность крупной радиационной аварии, что связано с самим принципом ее работы. Самый яркий пример – это аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году и на АЭС Фукусима-1 в 2011 году. Количество находящихся в реакторе УТС радиоактивных веществ невелико. Основной радиоактивный элемент здесь – тритий, который слабо радиоактивен, имеет период полураспада 12,3 года и легко утилизируется. Кроме того, в конструкции реактора УТС есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Срок службы атомной электростанции, с учетом продления ее действия, составляет от тридцати пяти до пятидесяти лет, после чего станцию необходимо выводить из эксплуатации. В реакторе АЭС и вокруг реактора остается большое количество сильно радиоактивных материалов, причем ждать снижения радиоактивности надо многие десятилетия. Это приводит к выводу из хозяйственного оборота огромных территорий и материальных ценностей.

Отметим также, что с точки зрения возможности аварийной утечки трития будущие станции на основе ИТС, несомненно, имеют преимущество перед станциями на основе магнитного термоядерного синтеза. В станциях ИТС количество трития, одновременно находящегося в топливном цикле, исчисляется граммами, максимум десятками граммов, в магнитных же системах это количество должно составлять десятки килограммов.

– А уже есть установки, работающие на принципах инерциального термоядерного синтеза? И если есть, то насколько они эффективны?

Елена Корешева : С целью демонстрации энергии термоядерного синтеза, получаемой по схеме ИТС, во многих странах мира построены опытные лабораторные установки. Наиболее мощные среди них следующие:

В Лоуренсовской Ливерморской национальной лаборатории США с 2009 года действует лазерная установка NIF с энергией лазера 1,8 МДж, сосредоточенной в 192 пучках лазерного излучения;

Во Франции (Бордо) введена в действие мощная установка LMJ с энергией лазера 1,8 МДж в 240 пучках лазерного излучения;

В Евросоюзе создается мощная лазерная установка HiPER (High Power laser Energy Research) с энергией 0,3-0,5 МДж, функционирование которой требует производства и доставки топливных мишеней с высокой частотой >1 Гц;

В Лаборатории лазерной энергетики США действует лазерная установка OMEGA, энергия лазера – 30 кДж энергии сосредоточено в шестидесяти пучках лазерного излучения;

В Военно-морской лаборатории (NRL) США построен самый мощный в мире криптон-фторовый лазер NIKE с энергией от 3 до 5 кДж в пятидесяти шести пучках лазерного излучения;

В Японии в Лаборатории лазерной техники университета города Осаки действует многопучковая лазерная установка GEKKO-XII, энергия лазера – 15-30 кДж;

В Китае действует установка SG-III с энергией лазера 200 кДж в шестидесяти четырех пучках лазерного излучения;

В Российском федеральном ядерном центре – ВНИИ экспериментальной физики (РФЯЦ-ВНИИЭФ, Саров) действуют установки ИСКРА-5 (двенадцать пучков лазерного излучения) и ЛУЧ (четыре пучка лазерного излучения). Энергия лазера в этих установках составляет 12-15 кДж. Здесь же в 2012 году начато строительство новой установки УФЛ-2М с энергией лазера 2,8 МДж в 192 пучках. Планируется, что запуск этого, самого мощного в мире, лазера произойдет в 2020 году.

Целью работы перечисленных установок ИТС является демонстрация технической рентабельности ИТС, когда энергия, выделившаяся в термоядерных реакциях, превышает всю вложенную энергию. На сегодняшний день продемонстрирован так называемый scientific breakeven, то есть научная рентабельность ИТС: энергия, выделившаяся в термоядерных реакциях, впервые превзошла энергию, вложенную в сжатие и нагрев топлива.

– По вашей оценке, установки, использующие управляемый термоядерный синтез, могут быть экономически выгодными уже сегодня? Могут ли они составить реальную конкуренцию действующим станциям?

Владимир Николаев : Управляемый термоядерный синтез – это реальный конкурент таких испытанных источников энергии, как углеводородное топливо и атомные электростанции, поскольку запасы топлива для электростанции УТС практически неисчерпаемы. Количество тяжелой воды, содержащей дейтерий, в мировом океане составляет около ~1015 тонн. Литий, из которого нарабатывается второй компонент термоядерного топлива, тритий, уже сейчас производится в мире десятками тысяч тонн в год и стоит недорого. При этом 1 грамм дейтерия может дать энергии в 10 миллионов раз больше, чем 1 грамм угля, а 1 грамм смеси дейтерий-тритий даст столько же энергии, сколько 8 тонн нефти.

Кроме того, реакции синтеза являются более мощным источником энергии, чем реакции деления урана-235: при термоядерном синтезе дейтерия и трития выделяется в 4,2 раза больше энергии, чем при делении такой же массы ядер урана-235.

Утилизация отходов на АЭС – сложнейший и дорогой технологический процесс, в то время как термоядерный реактор практически безотходен и, соответственно, чист.

Отметим также немаловажный аспект эксплуатационных характеристик ИТЭС, таких, как адаптивность системы к изменению энергетических режимов. В отличие от АЭС, процесс снижения мощности в ИТЭС примитивно прост – достаточно снизить частоту подачи термоядерных топливных мишеней в камеру реактора. Отсюда еще одно важное достоинство ИТЭС в сравнении с традиционной АЭС: ИТЭС является более маневренной. Возможно, в будущем это позволит использовать мощные ИТЭС не только в «базовой» части графика нагрузки энергосистемы, наряду с мощными «базовыми» ГЭС и АЭС, но также рассматривать ИТЭС в качестве максимально маневренных «пиковых» электростанций, обеспечивающих устойчивую работу крупных энергосистем. Либо использовать ИТЭС в период суточных пиков нагрузки электросистемы, когда имеющихся в наличии мощностей других станций не хватает.

– Проводятся ли сегодня в России или других странах научные разработки по созданию конкурентной, экономически выгодной и безопасной инерциальной термоядерной энергетической станции?

Елена Корешева : В США, Европе и Японии уже существуют долгосрочные национальные программы построения к 2040 году электростанции, действующей на основе ИТС. Планируется, что выход на оптимальные технологии произойдет к 2015-2018 годам, а демонстрация работы пилотной установки в непрерывном режиме выработки электроэнергии – к 2020-2025 году. В Китае действует программа построения и запуска в 2020 году лазерной установки реакторного масштаба SG-IV с энергией лазера 1,5 МДж.

Напомним, что для обеспечения непрерывного режима генерации энергии подача топлива в центр камеры реактора ИТЭС и одновременная подача туда лазерного излучения должны осуществляться с частотой 1-10 Герц.

В Военно-морской лаборатории (NRL) США для отработки реакторных технологий создана установка ELEKTRA, действующая c частотой 5 Гц при энергии лазера 500-700 Джоулей. К 2020 году планируется увеличить энергию лазера в тысячу раз.

Мощная опытная установка ИТС с энергией 0,3-0,5 МДж, которая будет работать в частотном режиме, создается в рамках Европейского проекта HiPER. Цель этой программы: демонстрация возможности получения энергии термоядерного синтеза в частотном режиме, как это характерно для работы инерциальной термоядерной энергетической станции.

Отметим здесь также государственный проект Республики Южная Корея по созданию инновационного мощного частотного лазера в Корейском Прогрессивном физико-техническом институте KAIST.

В России, в Физическом институте им. П. Н. Лебедева, разработан и продемонстрирован уникальный метод FST, который является перспективным путем решения проблемы частотного формирования и доставки криогенных топливных мишеней в реактор ИТС. Здесь также создано лабораторное оборудование, которое моделирует весь процесс приготовления реакторной мишени − от ее заполнения топливом до осуществления частотной доставки в лазерный фокус. По заказу программы HiPER специалисты ФИАН разработали проект фабрики мишеней, работающей на основе метода FST и обеспечивающей непрерывное производство топливных мишеней и их частотную доставку в фокус экспериментальной камеры HiPER.

В США существует долгосрочная программа LIFE, нацеленная на построение к 2040 году первой электростанции ИТС. Программа LIFE будет развиваться на основе действующей в США мощной лазерной установки NIF с энергией лазера 1,8 МДж.

Отметим, что в последние годы исследования по взаимодействию очень интенсивного (1017-1018 Вт/см 2 и выше) лазерного излучения с веществом привели к открытию новых, ранее неизвестных физических эффектов. Это возродило надежды на осуществление простого и эффективного способа зажигания термоядерной реакции в несжатом топливе плазменными блоками (так называемый side-on ignition), который был предложен еще более тридцати лет назад, но не мог быть реализован при имевшемся тогда технологическом уровне. Для реализации данного подхода необходим лазер с пикосекундной длительностью импульса и мощностью 10-100 петаВатт. Сейчас исследования по этой тематике интенсивно ведутся во всем мире, лазеры мощностью 10 петаватт (ПВт) уже построены. Например, это лазерная установка VULCAN в лаборатории Резерфорда и Апплтона в Великобритании. Как показывают расчеты, при использовании такого лазера в ИТС вполне достижимы условия зажигания для безнейтронных реакций, таких, как протон-бор или протон-литий. В этом случае в принципе снимается проблема радиоактивности.

В рамках УТС альтернативной технологией по отношению к инерциальному термоядерному синтезу является магнитный термоядерный синтез. Данная технология развивается в мире параллельно с ИТС, например в рамках международной программы ITER. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER на основе системы типа ТОКАМАК осуществляется на юге Франции в исследовательском центре Кадараш. С российской стороны в проекте ITER заняты многие предприятия Рос­атома и других ведомств под общей координацией учрежденного Росатомом «Проектного центра ITER». Целью создания ITER является изучение условий, которые должны выполняться при работе энергетических термоядерных установок, а также создание на этой основе экономически выгодных электростанций, которые по размерам будут превосходить ITER по крайней мере на 30 процентов в каждом из измерений.

Перспективы в России есть

– А что может помешать успешному построению термоядерной электростанции в России?

Владимир Николаев : Как уже упоминалось, существует два направления развития УТС: c магнитным и инерциальным удержанием плазмы. Для успешного решения задачи построения термоядерной электростанции оба направления должны развиваться параллельно в рамках соответствующих федеральных программ, а также российских и международных проектов.

Россия уже участвует в международном проекте создания первого опытного образца реактора УТС – это проект ITER, относящийся к магнитному термоядерному синтезу.

Что касается электростанции на основе ИТС, то такой государственной программы в России пока нет. Отсутствие финансирования в данной области может привести к значительному отставанию России в мире и к потере существующих приоритетов.

Наоборот, при условии соответствующих финансовых вложений открываются реальные перспективы построения инерциальной термоядерной электростанции, или ИТЭС, на территории России.

– Есть ли перспективы построения инерциальной термоядерной энергетической станции в России при условии адекватных финансовых вложений?

Елена Корешева : Перспективы есть. Давайте разберемся в этом подробнее.

ИТЭС состоит из четырех принципиально необходимых частей:

1. Камера сгорания, или реакторная камера, где происходят термо­ядерные микровзрывы, и их энергия передается теплоносителю.

2. Драйвер – мощный лазер, или ускоритель ионов.

3. Фабрика мишеней – система подготовки и ввода топлива в реакторную камеру.

4. Тепло-электротехническое оборудование.

Топливом для такой станции будет служить дейтерий и тритий, а также литий, входящий в состав стенки реакторной камеры. Тритий в природе не существует, но в реакторе он образуется из лития при его взаимодействии с нейтронами термоядерных реакций. Количество тяжелой воды, содержащей дейтерий в Мировом океане, как уже здесь говорилось, составляет около ~1015 тонн. С практической точки зрения – это бесконечная величина! Извлечение дейтерия из воды – это хорошо отработанный и дешевый процесс. Литий – это доступный и достаточно дешевый элемент, содержащийся в земной коре. При использовании лития в ИТЭС его хватит на несколько сот лет. К тому же в более отдаленной перспективе, по мере развития технологии мощных драйверов (то есть лазеров, ионных пучков), предполагается осуществлять термоядерную реакцию на чистом дейтерии или на топливной смеси, содержащей лишь малое количество трития. Следовательно, стоимость топлива будет давать очень малый вклад, менее 1 процента, в стоимость вырабатываемой термоядерной электростанцией энергии.

Камера сгорания ИТЭС – это, грубо говоря, 10-метровая сфера, на внутренней стенке которой обеспечивается циркуляция жидкого, а в некоторых вариантах станций порошкообразного теплоносителя, например лития, который одновременно используется как для съема энергии термоядерного микровзрыва, так и для наработки трития. Кроме того, в камере предусмотрено необходимое количество входных окон для ввода мишеней и излучения драйвера. Конструкция напоминает корпуса мощных ядерных реакторов или некоторых промышленных установок химического синтеза, практический опыт создания которых имеется. Здесь еще предстоит решить много проблем, но фундаментальных ограничений нет. Некоторые наработки по материалам такой конструкции и отдельным узлам уже существуют, в частности, в проекте IТER.

Тепло-электротехническое оборудование – это достаточно хорошо отработанные технические устройства, которые уже давно используются на АЭС. Естественно, и на термоядерной станции эти системы будут иметь сопоставимую стоимость.

Что касается наиболее сложных систем ИТЭС – драйверов и фабрики мишеней, то в России существует хороший задел, необходимый для принятия государственной программы по ИТЭС и осуществления ряда проектов как в коллаборации с российскими институтами, так и в рамках международного сотрудничества. С этой точки зрения важным моментом являются те методы и технологии, которые уже развиты в российских исследовательских центрах.

В частности, Российский федеральный ядерный центр в Сарове обладает приоритетными наработками в области создания мощных лазеров, производства единичных топливных мишеней, диагностики лазерных систем и термоядерной плазмы, а также компьютерного моделирования процессов, происходящих в ИТС. В настоящее время в РФЯЦ-ВНИИЭФ реализуется программа УФЛ-2М построения самого мощного в мире лазера с энергией 2,8 МДж. В программе принимает участие и ряд других российских организаций, в том числе Физический институт им. П. Н. Лебедева. Успешное выполнение программы УФЛ-2М, начатой в 2012 году, – это еще один большой шаг России на пути освоения энергии термоядерного синтеза.

В Российском научном центре «Курчатовский институт» (Москва) совместно с Политехническим университетом Санкт-Петербурга были проведены исследования в области доставки криогенного топлива с помощью пневматического инжектора, которые уже сейчас используются в системах магнитного термоядерного синтеза, таких, как ТОКАМАК; исследованы различные системы защиты топливных мишеней в процессе их доставки в камеру реактора ИТС; исследована возможность широкого практического использования ИТС в качестве мощного источника нейтронов.

В Физическом институте им. П. Н. Лебедева РАН (Москва) имеются необходимые наработки в области создания фабрики реакторных мишеней. Здесь разработана уникальная технология частотного производства топливных мишеней и создан прототип фабрики мишеней, работающей с частотой 0,1 Гц. Здесь также созданы и исследованы различные системы доставки мишеней, включая гравитационный инжектор, электромагнитный инжектор, а также новые устройства транспортировки, работающие на основе квантовой левитации. Наконец, здесь развиты технологии высокоточного контроля качества мишени и ее диагностики в процессе доставки. Часть этих работ выполнена в коллаборации с ранее упомянутыми центрами ИТС в рамках десяти международных и российских проектов.

Однако необходимым условием реализации развитых в России методов и технологий является принятие долгосрочной Федеральной целевой программы по ИТС и ее финансирование.

– Каков, по вашему мнению, должен быть первый шаг к освоению термоядерной энергетики на основе ИТС?

Владимир Николаев : Первым шагом может стать проект «Разработка механического макета реактора и прототипа ФАБРИКИ МИШЕНЕЙ для частотного пополнения криогенным топливом энергетической станции, работающей на основе инерциального термоядерного синтеза», предложенного Центром энергоэффективности «ИНТЕР РАО ЕЭС» совместно с Физическим институтом им. П. Н. Лебедева и НИЦ Курчатовский институт. Результаты, полученные в проекте, позволят России не только завоевать стабильный приоритет в мире в области УТС, но и вплотную подойти к построению коммерческой электростанции на основе ИТС.

Уже сейчас ясно, что будущие ИТЭС должны строиться большой единичной мощности – как минимум, несколько гигаватт. При таком условии они будут вполне конкурентоспособны с современными АЭС. Кроме того, будущая термоядерная энергетика позволит снять острейшие проблемы ядерной энергетики – опасность радиационной аварии, захоронение высокоактивных отходов, удорожание и исчерпание топлива для АЭС и др. Заметим, что инерциальная термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 гигаватт (ГВт) с точки зрения радиационной опасности эквивалентна реактору деления мощностью всего 1 кВт!

– В каких регионах целесообразно размещать ИТЭС? Место инерциальной термоядерной энергетической станции в энергетической системе России?

Владимир Николаев : Как уже говорилось выше, в противоположность ТЭС (ГРЭС, ТЭЦ, КЭС) место размещения ИТЭС не зависит от местоположения источников топлива. Ее годовая потребность в подвозе топлива составляет, примерно, 1 тонну, причем это безопасные и легко транспортируемые материалы.

Атомные реакторы нельзя располагать вблизи густонаселенных районов в связи с опасностью аварии. Эти ограничения, характерные для АЭС, отсутствуют при выборе места расположения ИТЭС. ИТЭС может быть расположена вблизи крупных городов и промышленных центров. Это снимает проблему подключения станции к единой энергосистеме. Кроме того, для ИТЭС отсутствуют недостатки, связанные со сложностью строительства и эксплуатации АЭС, а также с трудностями, связанными с переработкой и захоронением ядерных отходов и демонтажем ядерных установок АЭС.

ИТЭС может размещаться в отдаленных, малонаселенных и труднодоступных районах и работать автономно, обеспечивая энергоемкие технологические процессы, такие, как, например, производство алюминия и цветных металлов в Восточной Сибири, Магаданской области и Чукотке, якутских алмазов и многого другого.

Самая грандиозная научная стройка современности. Как во Франции строят термоядерный реактор ITER

Управляемый термоядерный синтез - голубая мечта физиков и энергетических компаний, которую они лелеют не одно десятилетие. Заключить искусственное Солнце в клетку - прекрасная идея. «Но проблема в том, что мы не знаем, как создать такую коробку», - говорил нобелевский лауреат Пьер Жиль де Жен в 1991 году. Однако к середине 2018 года мы уже знаем как. И даже строим. Лучшие умы мира трудятся над проектом международного экспериментального термоядерного реактора ITER - самого амбициозного и дорогого эксперимента современной науки.

Такой реактор стоит в пять раз больше, чем Большой адронный коллайдер. Над проектом работают сотни ученых по всему миру. Его финансирование запросто может перевалить за 19 млрд евро, а первую плазму по реактору пустят только в декабре 2025 года. И несмотря на постоянные задержки, технологические трудности, недостаточное финансирование со стороны отдельных стран-участниц, самый большой в мире термоядерный «вечный двигатель» строится. Преимуществ у него куда больше, чем недостатков. Каких? Рассказ о самой грандиозной научной стройке современности начинаем с теории.

Что такое токамак?

Под действием огромных температур и гравитации в глубинах нашего Солнца и других звезд происходит термоядерный синтез. Ядра водорода сталкиваются, образуют более тяжелые атомы гелия, а заодно высвобождают нейтроны и огромное количество энергии.

Современная наука пришла к выводу, что при наименьшей исходной температуре наибольшее количество энергии производит реакция между изотопами водорода - дейтерием и тритием. Но для этого важны три условия: высокая температура (порядка 150 млн градусов по Цельсию), высокая плотность плазмы и высокое время ее удержания.

Дело в том, что создать такую колоссальную плотность, как у Солнца, нам не удастся. Остается только нагревать газ до состояния плазмы посредством сверхвысоких температур. Но ни один материал не способен вынести соприкосновения со столь горячей плазмой. Для этого академик Андрей Сахаров (с подачи Олега Лаврентьева) в 1950-е годы предложил использовать тороидальные (в виде пустотелого бублика) камеры с магнитным полем, которое удерживало бы плазму. Позже и термин придумали - токамак.

Современные электростанции, сжигая ископаемое топливо, конвертируют механическую мощность (кручения турбин, например) в электричество. Токамаки будут использовать энергию синтеза, абсорбируемую в виде тепла стенками устройства, для нагрева и производства пара, который и будет крутить турбины.

Первый токамак в мире. Советский Т-1. 1954 год

Небольшие экспериментальные токамаки строились по всему миру. И они успешно доказали, что человек может создать высокотемпературную плазму и удерживать ее некоторое время в стабильном состоянии. Но до промышленных образцов еще далеко.

Монтаж Т-15. 1980-е годы

Преимущества и недостатки термоядерных реакторов

Типичные ядерные реакторы работают на десятках тонн радиоактивного топлива (которые со временем превращаются в десятки тонн радиоактивных отходов), тогда как термоядерному реактору необходимы лишь сотни грамм трития и дейтерия. Первый можно вырабатывать на самом реакторе: высвобождающиеся во время синтеза нейтроны будут воздействовать на стенки реактора с примесями лития, из которого и появляется тритий. Запасов лития хватит на тысячи лет. В дейтерии тоже недостатка не будет - его в мире производят десятками тысяч тонн в год.

Термоядерный реактор не производит выбросов парниковых газов, что характерно для ископаемого топлива. А побочный продукт в виде гелия-4 - это безвредный инертный газ.

К тому же термоядерные реакторы безопасны. При любой катастрофе термоядерная реакция попросту прекратится без каких-либо серьезных последствий для окружающей среды или персонала, так как нечему будет поддерживать реакцию синтеза: уж слишком тепличные условия ей необходимы.

Однако есть у термоядерных реакторов и недостатки. Прежде всего это банальная сложность запуска самоподдерживающейся реакции. Ей нужен глубокий вакуум. Сложные системы магнитного удержания требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек.

И не стоит забывать о радиации. Несмотря на некоторые стереотипы о безвредности термоядерных реакторов, бомбардировку их окружения нейтронами, образующимися во время синтеза, не отменить. Эта бомбардировка приводит к радиации. А потому обслуживание реактора необходимо проводить удаленно. Забегая вперед, скажем, что после запуска непосредственным обслуживанием токамака ITER будут заниматься роботы.

К тому же радиоактивный тритий может быть опасен при попадании в организм. Правда, достаточно будет позаботиться о его правильном хранении и создать барьеры безопасности на всех возможных путях его распространения в случае аварии. К тому же период полураспада трития - 12 лет.

Когда необходимый минимальный фундамент теории заложен, можно перейти и к герою статьи.

Самый амбициозный проект современности

В 1985 году в Женеве состоялась первая за долгие годы личная встреча глав СССР и США. До этого холодная война достигла своего пика: сверхдержавы бойкотировали Олимпиады, наращивали ядерный потенциал и на какие-либо переговоры идти не собирались. Этот саммит двух стран на нейтральной территории примечателен и другим важным обстоятельством. Во время него генсек ЦК КПСС Михаил Горбачев предложил реализовать совместный международный проект по развитию термоядерной энергетики в мирных целях.

Спустя год между американскими, советскими, европейскими и японскими учеными было достигнуто соглашение по проекту, началась проработка концептуального дизайна крупного термоядерного комплекса ITER. Проработка инженерных деталей затянулась, США то выходили, то возвращались в проект, к нему со временем присоединились Китай, Южная Корея и Индия. Участники разделяли обязанности по финансированию и непосредственным работам, а в 2010 году наконец стартовала подготовка котлована под фундамент будущего комплекса. Его решили строить на юге Франции возле города Экс-ан-Прованс.

Так что же такое ITER? Это огромный научный эксперимент и амбициозный энергетический проект по строительству самого большого токамака в мире. Сооружение должно доказать возможность коммерческого использования термоядерного реактора, а также решить возникающие физические и технологические проблемы на этом пути.

Из чего состоит реактор ITER?

Токамак - это тороидальная вакуумная камера с магнитными катушками и криостатом массой в 23 тыс. тонн. Как уже понятно из определения, у нас есть камера. Глубокая вакуумная камера. В случае с ITER это будет 850 кубометров свободного объема камеры, в котором на старте будет всего 0,1 грамма смеси дейтерия и трития.

1. Вакуумная камера, где и обитает плазма. 2. Инжектор нейтрального луча и радиочастотный нагрев плазмы до 150 млн градусов. 3. Сверхпроводящие магниты, которые обуздают плазму. 4. Бланкеты, защищающие камеру и магниты от бомбардировки нейтронами и нагрева. 5. Дивертор, который отводит тепло и продукты термоядерной реакции. 6. Инструменты диагностики для изучения физики плазмы. Включают манометры и нейтронные камеры. 7. Криостат - огромный термос с глубоким вакуумом, который защищает от нагрева магниты и вакуумную камеру

А вот так выглядит «маленькая» вакуумная камера с моделями работников внутри. Она 11,4 метра в высоту, а вместе с бланкетами и дивертором будет весить 8,5 тыс. тонн

На внутренних стенках камеры расположены специальные модули, которые называют бланкетами. Внутри них циркулирует вода. Вырывающиеся из плазмы свободные нейтроны попадают в эти бланкеты и тормозятся водой. Из-за чего она нагревается. Сами бланкеты защищают всю остальную махину от теплового, рентгеновского и уже упомянутого нейтронного излучения плазмы.

Такая система необходима для того, чтобы продлить срок работы реактора. Каждый бланкет весит порядка 4,5 тонны, их будет менять роботизированная рука примерно раз в 5-10 лет, так как этот первый ряд обороны будет подвержен испарению и нейтронному излучению.

Но это далеко не все. К камере присоединяется внутрикамерное оборудование, термопары, акселерометры, уже упомянутые 440 блоков бланкетной системы, системы охлаждения, экранирующий блок, дивертор, магнитная система из 48 элементов, высокочастотные нагреватели плазмы, инжектор нейтральных атомов и т. д. И все это находится внутри огромного криостата высотой 30 метров, имеющего такой же диаметр и объем 16 тыс. кубометров. Криостат гарантирует глубокий вакуум и ультрахолодную температуру для камеры токамака и сверхпроводящих магнитов, которые охлаждаются жидким гелием до температуры –269 градусов по Цельсию.

Днище. Одна третья часть основания криостата. Всего этот «термос» будет состоять из 54 элементов

А так выглядит криостат на рендере. Его производство поручено Индии. Внутри «термоса» соберут реактор

Криостат уже собирают. Тут, например, вы можете видеть окошко, через которое в реактор будут забрасывать частицы для нагрева плазмы

Производство всего этого оборудования разделено между странами-участницами. Например, над частью бланкетов работают в России, над корпусом криостата - в Индии, над сегментами вакуумной камеры - в Европе и Корее.

Но это отнюдь не быстрый процесс. К тому же права на ошибку у конструкторов нет. Команда ITER сперва моделирует нагрузки и требования к элементам конструкции, их испытывают на стендах (например, под воздействием плазменных пушек, как дивертор), улучшают и дорабатывают, собирают прототипы и опять тестируют перед тем, как выдать финальный элемент.

Первый корпус тороидальной катушки. Первый из 18 гигантских магнитов. Одну половину сделали в Японии, другую - в Корее

18 гигантских магнитов D-образной формы, расставленные по кругу так, чтобы образовать непроницаемую магнитную стену. Внутри каждого из них заключены 134 витка сверхпроводящего кабеля

Каждая такая катушка весит примерно 310 тонн

Но одно дело собрать. И совсем другое - все это обслуживать. Из-за высокого уровня радиации доступ к реактору заказан. Для его обслуживания разработано целое семейство роботизированных систем. Часть будет менять бланкеты и кассеты дивертора (весом под 10 тонн), часть - управляться удаленно для устранения аварий, часть - базироваться в карманах вакуумной камеры с HD-камерами и лазерными сканерами для быстрой инспекции. И все это необходимо делать в вакууме, в узком пространстве, с высокой точностью и в четком взаимодействии со всеми системами. Задачка посложнее ремонта МКС.Токамак ITER станет первым термоядерным реактором, который будет вырабатывать больше энергии, чем необходимо для нагрева самой плазмы. К тому же он сможет поддерживать ее в стабильном состоянии намного дольше ныне существующих установок. Ученые утверждают, что именно для этого и нужен столь масштабный проект.

С помощью такого реактора специалисты собираются преодолеть разрыв между нынешними небольшими экспериментальными установками и термоядерными электростанциями будущего. Например, рекорд по термоядерной мощности был установлен в 1997 году на токамаке в Британии - 16 МВт при затраченных 24 МВт, тогда как ITER конструировали с прицелом на 500 МВт термоядерной мощности от 50 МВт вводимой тепловой энергии.

На токамаке будут испытаны технологии нагрева, контроля, диагностики, криогеники и дистанционного обслуживания, то есть все методики, необходимые для промышленного образца термоядерного реактора.

Объемов мирового производства трития будет недостаточно для электростанций будущего. А потому на ITER отработают также технологию размножающегося бланкета, содержащего литий. Из него под действием термоядерных нейтронов и будут синтезировать тритий.

Однако не стоит забывать, что это пускай и дорогой, но эксперимент. Токамак не будет оборудован турбинами или другими системами конвертации тепла в электричество. То есть коммерческого выхлопа в виде непосредственной генерации энергии не будет. Почему? Потому что это только усложнило бы проект с инженерной точки зрения и сделало бы его еще более дорогим.

Схема финансирования довольно запутанная. На стадии строительства, создания реактора и прочих систем комплекса примерно 45% расходов несут страны Евросоюза, остальные участники - по 9%. Однако бóльшая часть взносов - это «натура». Большинство компонентов поставляются в ITER напрямую от стран-участниц.

Они прибывают во Францию по морю, а из порта к стройплощадке доставляются по дороге, специально переделанной французским правительством. На 104 км «Пути ITER» страна потратила 110 млн евро и 4 года работы. Трасса была расширена и усилена. Дело в том, что до 2021 года по ней пройдут 250 конвоев с огромными грузами. Самые тяжелые детали достигают 900 тонн, самые высокие - 10 метров, самые длинные - 33 метра.

Пока ITER не ввели в эксплуатацию. Однако уже существует проект электростанции DEMO на термоядерном синтезе, задача которой как раз и продемонстрировать привлекательность коммерческого использования технологии. Этот комплекс должен будет непрерывно (а не импульсно, как ITER) генерировать 2 ГВт энергии.

Сроки реализации нового глобального проекта зависят от успехов ITER, но по плану 2012 года первый пуск DEMO произойдет не раньше 2044 года.

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.

Термоядерный реактор, еще не работает и заработает нескоро. Но ученые уже точно знают, как он устроен.

Теория

В качестве топлива для термоядерного реактора может выступать Гелий-3 , один из изотопов гелия. Он редко встречается на Земле, но его очень много на Луне. На этом строится сюжет одноименного фильма Дункана Джонса . Если вы читаете эту статью, то фильм вам точно понравится.

Реакция ядерного синтеза - это когда два маленьких атомных ядра слепляются в одно большое. Это реакция, обратная . Например, можно столкнуть два ядра водорода, чтобы получить гелий.

При такой реакции выделяется огромное количество энергии благодаря разности масс: масса частиц до реакции больше, чем масса полученного большого ядра. Эта масса и превращается в энергию благодаря .

Но для того, чтобы произошло слияние двух ядер, надо преодолеть их силу электростатического отталкивания и сильно прижать друг к другу. А на маленьких расстояниях, порядка размера ядер, действуют уже гораздо большие ядерные силы , благодаря которым ядра притягиваются друг к другу и объединяются в одно большое ядро.

Поэтому реакция термоядерного синтеза может проходить только при очень больших температурах, чтобы скорость ядер была такой, что при столкновении им хватило энергии настолько приблизиться друг к другу, чтобы заработали ядерные силы и произошла реакция. Вот откуда в названии взялось «термо-».

Практика

Где энергия, там и оружие. Во время холодной войны СССР и США разработали термоядерные (или водородные) бомбы. Это самое разрушительное оружие, созданное человечеством, в теории оно может уничтожить Землю .

Как раз температура и является основным препятствием использовать термоядерную энергию на практике. Не существует материалов, которые смогут удержать такую температуру и не расплавиться.

Но выход есть, можно удерживать плазму благодаря сильному . В специальных устройствах токамаках плазму могут удержать в форме бублика огромные мощные магниты.

Термоядерная электростанция безопасна, экологически чиста и очень экономична. Она может решить все энергетические проблемы человечества. Дело за малым - научиться строить термоядерные электростанции.

Международный экспериментальный термоядерный реактор

Построить термоядерный реактор очень сложно, и очень дорого. Для решения такой грандиозной задачи объединились усилия ученых нескольких стран: России, США, стран ЕС, Японии, Индии, Китая, Республики Корея и Канады.

Сейчас строится экспериментальный токамак во Франции, стоить он будет примерно 15 миллиардов долларов, по планам он будет закончен к 2019 году и до 2037 на нем будут проводиться эксперименты. Если они будут успешными, то, может, мы еще успеем пожить в счастливую эпоху термоядерной энергии.

Так что сосредоточьтесь посильнее и начинайте с нетерпением ждать результатов экспериментов, это вам не второй iPad ждать - на кону будущее человечества.