Солнце — в бутылку!
Как люди пытаются освоить термоядерный синтез и почему проект ИТЭР играет в этом ключевую роль
В 60-е годы ХХ века потребности человечества в энергии выросли. Чтобы удовлетворить их, ученые обратились к идее освоения термоядерной энергии. Она получается в результате слияния легких атомов в более тяжелые. Энергия звезд. N + 1 вместе с ГК «Росатом» разобрались, куда сегодня зашли эти идеи и где в них место проекту ИТЭР.
Содержания изотопа водорода дейтерия в океанах хватит на 150 миллионов лет потребления цивилизацией. Реакция слияния изотопов водорода в гелий примерно в 5 миллионов раз более энергоемка, нежели горение углеводородов. В середине прошлого века идея казалось понятной и простой. Перед учеными маячила перспектива почти мгновенной разработки и освоение другой атомной энергии — деления.
Калейдоскоп концепций
К середине ХХ века дейтерий активно использовали в лабораторной физике и химии, но получению из него энергии мешали физические сложности. Наиболее простой способ — ядерная реакция слияния (или синтеза) D +T -> He4 + n + 17,6 МэВ, где D и T — тяжелые изотопы водорода, He4 — получившийся обычный гелий, n — нейтрон и 17,6 — выделившаяся энергия.
К сожалению, в отличие от химических, в пробирке такая реакция не происходит. Зато неплохо идет, если смесь трития и дейтерия нагреть до 100 и более миллионов градусов. Тогда атомы начинают двигаться с такой скоростью, что при столкновении по инерции преодолевают силы кулоновского отталкивания и сливаются в гелий. Энергия выделяется в виде осколков: очень быстрого нейтрона, уносящего 80 процентов энергии, и чуть менее быстрого ядра гелия (альфа-частицы). Разумеется, при «рабочей» температуре все вещество — плазма, состоящая из ионов и электронов. Любой осевший электрон будет потерян при первом же столкновении столь энергично движущегося вещества.
За 1950-е и 1960-е годы были выдвинуты десятки предложений, как именно должен выглядеть реактор с такой плазмой. В основном речь шла об удержании плазмы из дейтерия и трития магнитным полем различных конфигураций, а также балансировкой утечки тепла искусственным подогревом различными методами и выделяющейся термоядерной энергией. Физики придумали линейные разряды с самообжимом Z-pinch, цилиндрические магнитные «емкости» с открытыми концами «открытые ловушки», тороидальные камеры с магнитными катушками «токамаки», петлевые «стеллараторы», варианты с самоподдерживаемыми вихрями — сферомаки и FRC и множество других.
Быстро выяснилось, что физика установок очень непроста. Ученые столкнулись с тремя главными проблемами:
- Коллективные явления в плазме. Четвертое состояние вещества отличается крайне сложным поведением. Обусловлено это тем, что заряженные частицы «чувствуют» друг друга через электрические и магнитные поля. Наличие многих степеней свободы, совокупность кинетических, магнитных, электрических явлений приводили к тому, что плазмой было сложно управлять, сложно считать и сложно прогнозировать. В экспериментах по управлению плазменными образованиями постоянно всплывали неприятные особенности.
- Абстрактная «сложность поведения» при попытке создать термоядерный реактор вылилась в класс явлений, названных «неустойчивостями плазмы». Плазменные шнуры под воздействием магнитных полей извивались и перекручивались. В них возбуждались высокочастотные колебания плотности, тока и выбрасывались пучки электронов. Сейчас известно порядка 200 типов неустойчивостей, которые ограничивают возможности по созданию разных типов реакторов. Так, например, популярные в 1950-х конфигурации линейного разряд Z-pinch «умерли» именно из-за открывшихся неустойчивостей.
- Кроме «новой физики», которая была открыта в плазме при попытке быстро получить термоядерный реактор, никуда не делась классическая проблема теплоизоляции. Нагретое вещество теряет тепло, даже будучи подвешенным в вакууме магнитным полем, через излучение. Здесь природа впервые улыбнулась ученым: если бы для полностью ионизированной плазмы продолжал действовать закон Стефана-Больцмана, при котором мощность излучения зависит от температуры как ~T4, даже термоядерное горение не способно было бы преодолеть потерю тепла. Однако, если от атома оторвать все электроны, этот закон перестает работать. На практике, впрочем, выяснилось, что все атомы тяжелее кислорода в термоядерной плазме ионизированы не полностью и сливают тепло с большой скоростью. Так в термоядерные установки пришли культура ультравакуумной чистоты и материалы с малым z (например, углерод, литий и бериллий). Вторым путем «слива» энергии из плазмы были неустойчивости, переводящие кинетическую энергию в электромагнитное излучение. Как результат, первые 30 лет создания установок управляемого термоядерного синтеза — это история борьбы за рекорд температуры.
Новая надежда
В 1968 году советские ученые заявили, что в тороидальной плазменной ловушке типа ТОКАМАК, изобретенной пятнадцатью годами ранее Андреем Сахаровым и Игорем Таммом, вещество удалось нагреть до 10 миллионов градусов. Это значение температуры в несколько раз превышало рекорды других установок. Начавшая подувядать идея освоения термоядерной энергии, к тому моменту 15 лет барахтавшаяся в проблемах, получила второе дыхание. Токамаки по советским лекалам начали строить по всему миру. К 1978 году американские, европейские, советские и японские токамаки, соревнуясь между собой, достигли рубежа в 100 миллионов градусов — пусть при плотности, недостаточной для обеспечения баланса самоподдерживающегося горения, пусть на десятки миллисекунд — но достигли.
В 1982 в немецком токамаке ASDEX открыли H-режим (H-mode) — явление, когда внутренняя турбулентность в плазменном шнуре теплоизолирует его центральную часть и позволяет более «дешево» получать нужную температуру и давление. Следующее поколение токамаков, построенное к концу 1980-х, европейский JET и американский TFTR, впервые в истории человечества получило ощутимые мощности управляемого термоядерного горения — 16 и 10 мегаватт. Это была скорее демонстрация возможностей, нежели веха. Стало понятно, что основные физические сложности наконец преодолены.
Именно в этот момент рождается идея ИТЭР (ITER — акроним от «международный термоядерный экспериментальный реактор»). Это первый токамак, на котором должна быть получена промышленная термоядерная мощность (до 500 мегаватт) в течении промышленного же времени (400 секунд — это число могло быть и больше, но увеличило бы расходы на установку).
Однако есть проблема. ИТЭР — это самая сложная машина в мире. Она включает более миллиона компонентов, большинство из которых должны быть произведены с характеристиками, превышающие рекорды начала 1990-х. Как следствие, это и самая дорогая научная установка в мире, расходы создание и поддержание работы которой не способна позволить ни одна страна. Именно поэтому ИТЭР собирается силами 35 стран мира: Индии, Китая, России, США, Японии, Южной Кореи и 28 участников Евросоюза. От начала строительства в 2009 году до достижения результата в 500 мегаватт процесс создания установки должен занять не менее 26 лет...
. . .
Печь для плазмы
Задача ИТЭР — достижение термоядерной мощности плазмы в 10 раз большей, чем мощность подогрева плазмы внешними системами. Подогрев, а точнее управление профилем температуры и тока в плазменном шнуре будет осуществляться тремя системами. Две из них радиочастотные и одна — инжекция нейтральных частиц. К первой плазме успевает только одна — система электронно-циклотронного радиочастотного нагрева (ECRH). Остальные должны быть установлены в ходе постепенного апгрейда и наращивания установки между 2025 и 2035 годами.
ECRH — это радиоизлучение частотой 170 ГГц, поглощающееся электронами плазмы. 24 мегаватта излучения будет создаваться 24 мощными радиолампами — гиротронами, четыре из которых спроектированы, испытаны и поставляются Россией. Для ИТЭР пришлось решить задачу увеличения продолжительности работы мегаваттных гиротронов с пяти до минимум 1000 секунд. Для этого, например, были придуманы алмазные окна для выпуска излучения. На эту подсистему возложена и задача запуска токамака: радиоизлучение будет пробивать газ и превращать его в плазму в начале цикла работы.
ECRH будет дополнена ионно-циклотронной системой (ICRH), так же на радиолампах, однако работающих на частоте 45 мегагерц. Эта подсистема более «конвенциальна», но имеет сложное антенное устройство, направляющее излучение в плазму. Его отработка сейчас ведется на французском токамаке WEST.
Наконец, самой наукоемкой системой станут инжекторы нейтральных частиц, «вдувающих» в плазму «ветер» из дейтерия, летящего на скорости ~1 процента от скорости света. Чтобы получить такой «ветер», необходимо выполнить множество операций. Каждый инжектор состоит из мощнейшего источника положительно заряженных частиц, электростатического ускорителя с потенциалом 1 мегавольт, нейтрализатора и ловушки недонейтрализованных ионов. Гораздо проще (хотя все равно непростой) была бы система из источника ионов и ускорителя, однако магнитное поле, которое удерживает заряженные частицы внутри, не пускает их и снаружи. Отсюда необходимость в превращении ионов в нейтральные атомы. Инжекторы ИТЭР будут сочетать в себе рекордное напряжение в 1 мегавольт с рекордным же током частиц до нейтрализации в 40 ампер.
Еще одним инженерным чудом в составе ИТЭР должны стать диагностические системы. Всего планируется 47 систем, которые будут измерять температуру электронов и ионов, профиль тока и магнитных полей, электромагнитное и нейтронное излучение плазмы, состав ионизированных и нейтральных примесей, равно как и множество других параметров. Они будут собраны в два десятка так называемых «диагностических сборок» — конструкций весом в несколько десятков тонн, которые будут вставлены в порты, предоставляющие доступ к плазме.
Три диагностически сборки и девять научных приборов будут созданы в России. В частности, можно отметить новый цех с «чистой комнатой», сданный в прошлом году в Институте Ядерной Физики под Новосибирском. Там будет собираться диагностическая сборка EP11 длиной 20 метров и весом 150 тонн, включающая восемь научных приборов из четырех стран. Эта сборку первой установят на реакторе. Она будет необходима с первого же запуска для контроля параметров плазмы.
Сложность этих сборок определяется не только передовыми метрологическими параметрами приборов, но и необходимостью работать в условиях сильнейшей нейтронной и гамма-радиации, мощного нагрева и наводимых плазменным шнуром токов, текущих по всем металлическим элементам конструкции. Речь идет о нежной оптике или прецизионных антеннах для микроволн, миллиметровых коллиматорах нейтронного излучения и подобных конструкциях.
И раз уж мы заговорили о нейтронной и гамма радиации, необходимо упомянуть несколько аспектов этого явления. Часть энергии термоядерного синтеза для реакции DT выделяется в виде быстролетящих нейтронов, которые порождают вторичное гамма-излучение и активируют материалы конструкции реактора. Поэтому в плане подходов к безопасности промышленный термоядерный реактор будет ядерной установкой. Однако, в отличии от реакторов деления, ТЯР не создает отработанного ядерного топлива, и объем радионуклидов, оставшихся после жизненного цикла ТЯР, будет в тысячи раз меньше, нежели от традиционного реактора АЭС сопоставимой мощности.
В основном это будут активированные элементы конструкции токамака. При правильном подборе материалов, из которых они изготовлены, можно добиться того, что примерно через 100 лет выдерживания после окончания работы основная масса конструкций потеряет радиоактивность и станет полностью безопасной. В перспективе существует и более безопасные термоядерные реакции — слияния гелия 3 с дейтерием и бора с водородом. Они обладают соответственно в тысячу и десятки тысяч меньшим нейтронным потоком, но требуют для горения недостижимые сегодня условия по температуре и давлению плазмы.
Ждать ли ретробудущее?
ИТЭР не производит впечатления прототипа окупаемой электростанции настоящего. Несмотря на существенную косвенную отдачу проекта (многие разработки для ИТЭР находят свое применение в «гражданских» отраслях), коммерческое использование термоядерной энергии сегодня выглядит перспективой далекого будущего.
Однако это иллюзия. Сумма технологий и знаний о термоядерной плазме и машинах для работы с ней непрерывно растет. В какой-то момент их станет достаточно, чтобы термоядерная энергетика была вписана в рутинный процесс коммерческого инвестирования в развитие технологии. Проект ИТЭР станет важнейшей вехой на пути к этой цели.
Валентин Гибалов
https://nplus1.ru/material/2020/09/07/iter-rosatom.
P.S. 80% энергии термоядерного синтеза для реакции DT выделяется в виде быстролетящих нейтронов, которые порождают вторичное гамма-излучение и активируют материалы конструкции реактора. Это обстоятельство ставит "крест" на термоядерных реакторах, работающих на дейтерий-тритиевой смеси. В своё время именно при попытке достичь точку безубыточности, работая на D-T смеси, вышел из строя и позже был утилизирован американский (принстонский) токамак TFTR: https://ru.qwe.wiki/wiki/Tokamak_Fusion_Test_Reactor.
Года четыре тому назад в одном из своих интервью уважаемый В.Гибалов тоже не исключил повторения ИТЭРом судьбы TFTR: Пятна «искусственного солнца»: https://izborskiy-club.livejournal.com/596736.html.
P.P.S. Не от хорошей жизни устами директора российскрго Центра проекта ИТЭР Анатолия Красильникова в РФ провозглашено гибридное будущее термояда: http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg3424#msg3424.
Инициатива принадлежит академику Велихову, который ещё лет десять тому назад предложил куда подальше задвинуть "чистый" термояд и заняться "гибридом": http://www.termoyadu.net/index.php?topic=684.msg2324#msg2324, https://polit.ru/article/2012/12/18/ps_hybrid_tokamak/.
Идея гибридного реактора вполне себе реализуема, и, по мнению Красильникова, его создание - "это только вопрос времени, проектирования, лицензирования, подбора оптимальных материалов".
P.P.P.S. Изобретённый в нашей стране токамак изначально был всего лишь источником быстрых, высокоэнергетических нейтронов, поэтому сразу надо было искать применение ему (токамаку) именно в этом качестве, а не пытаться придать ему функции атомного реактора. Упущено время, потрачены средства, а в итоге (в сухом остатке!) всего лишь "гибрид", которому ещё надо будет постараться, чтобы найти себе место среди успешно освоенных реакторах на быстрых нейтронах: http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg2768#msg2768.
Ф.Х.Ялышев, изобретатель,
выпускник МВТУ им. Н.Э.Баумана, 1971г.
