На пути к термоядерной энергетике

26.05.09

 

Кристофер Ллуэллин-Смит
(материалы к лекции, прочитанной 17 мая 2009 года в ФИАНе)

Введение

На вопрос «Когда появится термоядерная энергетика?» Лев Арцимович (признанный пионер и лидер исследований в этой области) как-то ответил, что «она будет создана, когда станет действительно необходимой человечеству»¹. В связи с этим ответом я и хочу обсудить некоторые связанные с термоядерной энергетикой проблемы:

• почему она является необходимой вообще?
• когда возникла эта необходимость?
• когда термоядерная энергетика станет реальностью?

Энергетический вызов и потребность в термоядерной энергии

«Энергетический вызов» возник в результате сочетания трех следующих факторов:

1. Человечество сейчас потребляет огромное количество энергии.

В настоящее время потребление энергии в мире составляет около 15,7 тераватт (ТВт). Разделив эту величину на население планеты, мы получим примерно 2400 ватт на человека, что можно легко оценить и представить. Потребляемая каждым жителем Земли (включая детей) энергия соответствует круглосуточной работе 24 стоваттных электрических ламп. Однако потребление этой энергии по планете является очень неравномерным, так как оно очень велико в нескольких странах и ничтожно в других. Потребление (в пересчете на одного человека) равно 10,3 кВт в США (одно из рекордных значений), 6,3 кВт в Российской Федерации, 5,1 кВт в Великобритании и т. д., но, с другой стороны, оно равно лишь 0,21 кВт в Бангладеше (всего 2% от уровня энергопотребления в США!).

2. Мировое потребление энергии драматически возрастает.

По прогнозу Международного агентства по энергетике (2006 год) мировое потребление энергии к 2030 году должно увеличиться на 50%. Развитые страны, конечно, могли бы прекрасно обойтись без дополнительной энергии, однако этот рост необходим для того, чтобы избавить от нищеты население развивающихся стран, где 1,5 миллиарда человек испытывают острую нехватку электрической энергии.

3. В настоящее время 80% потребляемой миром энергии создается за счет сжигания ископаемых природных топлив (нефть, уголь и газ), использование которых:
а) потенциально несет опасность катастрофических экологических изменений;
б) неизбежно должно когда-нибудь закончиться.

В связи с этим, естественно, возникают следующие серьезные вопросы. Сколько времени еще может продлиться использования природных топлив, особенно с учетом возможных изменений климата планеты? Какие действия должны и можем мы предпринять за это время?

У жителей Саудовской Аравии популярна следующая шутка: «Мой отец ездил на верблюде. Я обзавелся автомобилем, а мой сын уже управляет самолетом. Но вот его сын вновь пересядет на верблюда». Очень похоже, что дела обстоят именно так, поскольку по всем серьезным прогнозам запасы нефти в мире закончатся, в основном, примерно через 50 лет. Даже на основании оценок Геологической службы США (этот прогноз значительно оптимистичнее остальных) рост мировой добычи нефти будет продолжаться не более 20 ближайших лет (другие специалисты предсказывают, что пик добычи будет достигнут уже через 5–10 лет), после чего объем добываемой нефти начнет уменьшаться со скоростью около 3% в год. Перспективы добычи природного газа выглядят ненамного лучше. Обычно говорят, что каменного угля нам хватит еще на 200 лет, но этот прогноз основан на сохранении существующего уровня добычи и расхода. Между тем, потребление угля сейчас возрастает на 4,5% в год, что сразу сокращает упомянутый период в 200 лет всего до 50 лет!

Из сказанного ясно, что уже сейчас мы должны готовиться к окончанию эпохи использования ископаемых типов горючего.

Говоря об изменении климата, стоит напомнить, что попадающий в атмосферу углекислый газ CO₂ сохраняется в ней столетиями, так что бороться против его воздействия надо начинать уже сегодня! Весьма вероятно, что человечество растратит последние остатки ископаемых топлив за ближайшее столетие, и поэтому единственным средством срочной борьбы с драматическим изменением климата могут стать методы, обозначаемые аббревиатурой CCS (Carbon Capture and Storage), основанные на улавливании производимого электростанциями и крупными заводами CO₂ и его дальнейшей изоляции. Понятно, что любая программа такого типа будет очень сложной и дорогостоящей.

Из реальных действий при подготовке к окончанию эпохи использования ископаемых топлив можно выделить следующие:

1. Существенное снижение уровня потребления энергии.

Этот путь подразумевает повышение эффективности уже существующих методов получения, передачи и использования энергии. Разумеется, внедрение таких улучшений режимов работы потребует начальных финансовых вложений, но они должны окупиться в дальней перспективе. Уже сейчас можно указать вполне доступные методики серьезного сбережения энергии (например, за счет повышения эффективности двигателей транспортных средств, рационализации методов строительства и т. п.). Лично я полагаю, что повышение эффективности использования энергии лишь незначительно сократит рост ее потребления в мировом масштабе, а реальное решение проблемы может быть найдено лишь на пути уменьшения огромного разрыва в уровне жизни населения развитых стран и стран третьего мира. Эти страны называют развивающимися, и в них миллионы людей отчаянно нуждаются хотя бы в некотором улучшении условий жизни (особую остроту проблеме придает тот факт, что население бедной части мира должно увеличиться к 2030 году примерно еще на 30%).

2. Развитие и расширение масштабов использования других источников энергии.

По грубым оценкам, в настоящее время доля разных источников в общемировом производстве энергии составляет»².

• ископаемое топливо — 80%
• сжигание отходов и биомассы — 10%
• атомные электростанции — 5%
• гидростанции — 5%
• другие источники (ветер, солнечные батареи, геотермальные и морские установки и т. д.) — 0,5%.

Приводимые цифры наглядно показывают, что альтернативные источники энергии пока практически неспособны принципиально заменить огромное количество получаемой из ископаемого топлива энергии (13 ТВт), что объясняется следующими причинами.

По моим самым оптимистичным оценкам, максимальное количество энергии (в указанном тепловом эквиваленте), создаваемое перечисленными источниками, составляет всего 3 ТВт (ветер), 1 ТВт (гидростанции), 1 ТВт (биологические источники) и 100 ГВт (геотермальные и морские установки). Суммарное количество дополнительной энергии (даже в этом, самом оптимальном прогнозе) составляет лишь около 6 ТВт. При этом стоит отметить, что разработка новых источников энергии является очень сложной технической задачей, так что стоимость производимой ими энергии будет в любом случае выше, чем при привычном сжигании угля и т. п. Иными словами, наблюдается огромный разрыв между самыми радужными прогнозами возможностей новых источников (6 ТВт) и существующими потребностями (13 ТВт), которые, помимо всего прочего, имеют явную тенденцию к непрерывному росту. Представляется совершенно очевидным, что человечество должно искать какие-то иные источники энергии, в качестве которых в настоящее время реально можно рассматривать только Солнце и реакции термоядерного синтеза.

В принципе, потенциально наше Солнце представляет собой практически неистощимый источник энергии. Количество энергии, попадающей всего на 0,5% поверхности планеты эквивалентно 19 ТВт (даже при условии его преобразования с эффективностью всего 15%). Проблема заключается в нашем неумении улавливать и преобразовывать эту энергию, что связано как с высокой стоимостью солнечных батарей, так и с проблемами накопления, хранения и дальнейшей передачи получаемой энергии в требуемые регионы. «Концентрация» солнечной энергии, осуществляемая параболическими зеркалами и гелиостатами, позволяет фокусировать солнечное излучение и производить тепло, однако при этом возникают сложные проблемы его сохранения (например, использование в качестве теплоносителя расплавленных солей осложняется из-за разности дневных/ночных температур и т. п.). Если ученым удастся создать вещества, позволяющие повысить рабочую температуру гелиостатов до требований «каталитического разложения» воды, то такие системы могли бы производить водород, что в значительной степени решило бы проблему накопления энергии. С другой стороны, уже созданы (и производятся коммерчески) фотогальванические элементы с эффективностью выше 15%, и хотя их стоимость пока остается высокой, они уже применяются как для электролитического производства водорода, так и в качестве источников тока.

В настоящее время на атомных электростанциях в широких масштабах получают энергию, выделяющуюся при реакциях деления атомных ядер. Я полагаю, что следует всячески поощрять создание и развитие таких станций, однако при этом необходимо учитывать, что запасы одного из важнейших для их работы материала (дешевого урана) также могут быть полностью израсходованы в течение ближайших 50 лет. Возможности основанной на делении ядер энергетики могут (и должны) быть существенно расширены за счет использования более эффективных энергетических циклов, позволяющих почти вдвое увеличить количество получаемой энергии. Для развития энергетики в этом направлении требуется создавать реакторы на тории (так называемые ториевые бридерные реакторы или реакторы-размножители), в которых при реакции возникает больше тория, чем исходного урана, в результате чего общее количество получаемой энергии при заданном количестве вещества возрастает в 40 раз. Перспективным представляется также создание плутониевых бридеров на быстрых нейтронах, которые значительно эффективнее урановых реакторов и позволяют получать в 60 раз больше энергии. Возможно, для развития этих направлений понадобится разработать новые, нестандартные методы получения урана (например, из морской воды, что представляется наиболее доступным).

 

Еще одним важным направлением развития является использование ядерного синтеза (слияния ядер), которое выступает сейчас в качестве основной надежды на спасения, хотя перспективы успеха в его использовании пока остаются неопределенными. Именно этой теме посвящена данная лекция.

Ядерный синтез

Ядерный синтез, являющийся основой существования Солнца и звезд, потенциально представляет собой неистощимый источник энергии для развития Вселенной вообще. Эксперименты, проводимые в Великобритании в рамках программы Joint European Torus (JET), являющейся одной из ведущих исследовательских программ в мире, показывают, что ядерный синтез может обеспечить не только текущие энергетические потребности человечества (16 ТВт), но и гораздо большее количество энергии.

Энергия ядерного синтеза является совершенно реальной, и основной вопрос состоит в том, сможем ли мы создать достаточно надежные и экономически выгодные термоядерные установки. Для ответа на этот важнейший вопрос я разобью его на части и попробую ответить на более частные вопросы. Что такое реакции ядерного синтеза вообще? Как будет выглядеть установка или станция термоядерного синтеза? В чем состоят сложности создания термоядерных энергетических установок? Почему создание таких установок затянулось на столь долгий срок?

Что такое ядерный синтез?

Процессами ядерного синтеза мы называем реакции слияния легких атомных ядер в более тяжелые с выделением некоторого количества энергии. Прежде всего, среди них следует отметить реакцию между двумя изотопами (дейтерий и тритий) весьма распространенного на Земле водорода, в результате которой образуется гелий и выделяется нейтрон. Реакция может быть записана в виде

D + T → ⁴He + n + энергия (17,6 MэВ)          (1)

Выделенная энергия (возникающая из-за того, что гелий-4 имеет очень сильные ядерные связи) переходит в обычную кинетическую энергию, распределяемую между нейтроном и ядром гелия-4 в пропорции 14,1 MэВ : 3,5 MэВ.³

Для инициирования (зажигания) реакции синтеза (1) необходимо нагреть газ из смеси дейтерия и трития до температуры выше 100 миллионов градусов Цельсия (ниже мы будем миллионов градусов Цельсия обозначать через M°C), что примерно в десять раз выше температуры в центре Солнца. Уже при температуре несколько тысяч градусов межатомные столкновения приводят к выбиванию электронов из атомов, в результате чего формируется смесь из разделенных атомов и электронов, известная под названием плазмы, в которой положительно заряженные и высокоскоростные дейтроны и тритоны (то есть ядра дейтерия и трития) испытывают сильное взаимное отталкивание. Тем не менее высокая температура (и связанная с этим высокая скорость) заставляют эти ядра сталкиваться друг с другом. При температуре выше 100 M°C наиболее «энергетические» дейтроны и тритоны сближаются при столкновениях на столь близкие расстояния, что между ними начинают действовать мощные ядерные силы, заставляющие их сливаться друг с другом в единое целое.

Осуществление этого процесса в лаборатории связано с тремя очень сложными проблемами. Прежде всего, газовую смесь ядер D и T следует нагреть до температур выше 100 M°C, каким-то образом предотвращая его охлаждение и загрязнение (из-за реакций со стенками сосуда). Для решения этой задачи были придуманы «магнитные бутылки», получившие название «Токамак»⁴ , которые предотвращают взаимодействие плазмы со стенками реактора. В описываемом методе плазма нагревается электрическим током внутри тора примерно до 3 M°C, что, однако, оказывается еще недостаточным для инициирования реакции. Для дополнительного нагрева плазмы в нее либо «вкачивают» энергию радиочастотным излучением (как в микроволновой печке), либо облучают пучками заряженных или нейтральных частиц с высокой энергией, которые при столкновениях передают свою энергию плазме. Кроме того, выделение тепла происходит за счет собственно термоядерных реакций (как будет рассказно ниже), в результате чего в достаточно большой установке должно происходить «зажигание» плазмы. В настоящее время во Франции начинается строительство описываемого ниже международного экспериментального термоядерного реактора ITER (International Tokamak Experimental Reactor), который будет первым токамаком, способным «зажечь» плазму.

В наиболее передовых существующих установках типа токамак давно достигнуты температуры порядка 150 M°C, близкие к значениям, требуемым для работы термоядерной станции, однако реактор ITER должен стать первой крупномасштабной энергетической установкой, рассчитанной на длительную эксплуатацию. В дальнейшем необходимо будет существенно улучшить параметры ее работы, что потребует, в первую очередь, повышения давления в плазме, так как скорость слияния ядер при заданной температуре пропорциональна квадрату давления. Основная научная проблема при этом связана с тем, что при повышении давления в плазме возникают очень сложные и опасные неустойчивости, то есть нестабильные режимы работы.

Возникающие при реакции синтеза электрически заряженные ядра гелия удерживаются внутри «магнитной бутылки», где постепенно тормозятся за счет столкновений с другими частицами, причем выделяющаяся при столкновениях энергия помогает поддерживать высокую температуру плазменного шнура. Нейтральные (не имеющие электрического заряда) нейтроны покидают систему и передают свою энергию стенкам реактора, а отбираемое от стен тепло и является источником энергии для работы турбин, вырабатывающих электричество. Проблемы и сложности эксплуатации такой установки связаны, прежде всего, с тем, что мощный поток высокоэнергетических нейтронов и выделяющаяся энергия (в виде электромагнитного излучения и частиц плазмы) серьезно воздействуют на реактор и разрушают материалы, из которых он создан. Вторая основная проблема состоит в обеспечении высокой прочности конструкционных материалов реактора при длительной (в течение нескольких лет) бомбардировке нейтронами и под воздействием потока тепла.

Из-за этих проблем конструкция термоядерных установок является очень сложной; третья и, возможно, самая главная проблема состоит в обеспечении высокой надежности их работы. Проектирование и постройка термоядерных станций требуют от физиков и инженеров решения целого ряда разнообразных и очень сложных технологических задач.

Термоядерные электростанции

На рис. 1 представлена принципиальная схема (без соблюдения масштаба) устройства и принципа работы термоядерной электростанции. В центральной части располагается тороидальная (в форме бублика) камера объемом ~2000 м³, заполненная тритий-дейтериевой (T–D) плазмой, нагретой до температуры выше 100 M°C. Образующиеся при реакции синтеза (1) нейтроны покидают «магнитную бутылку» и попадают в показанную на рисунке оболочку с толщиной около 1 м.

Рис. 1. По принципу работы термоядерная электростанция похожа на обычные тепловые электростанции и отличается от них лишь конструкцией «печи» и типом топлива

Внутри оболочки нейтроны сталкиваются с атомами лития, в результате чего происходит реакция с образованием трития:

нейтрон + литий → гелий + тритий          (2)

Кроме этого в системе происходят и конкурирующие реакции (без образования трития), а также много реакций с выделением дополнительных нейтронов, которые затем также приводят к образованию трития (при этом выделение дополнительных нейтронов может быть существенно усилено, например, за счет введения в оболочку атомов бериллия и свинца). Общий вывод состоит в том, что в этой установке может (по крайней мере, теоретически) происходить реакция ядерного синтеза, при которой будет образовываться тритий. При этом количество образующегося трития должно не только обеспечивать потребности самой установки, но и быть даже несколько большим, что позволит обеспечивать тритием и новые установки. Именно эта концепция работы должна быть проверена и реализована на описываемом ниже реакторе ITER.

Кроме этого нейтроны должны разогревать оболочку в так называемых пилотных установках (в которых будут использоваться относительно «обычные» конструкционные материалы) примерно до температуры 400°C. В дальнейшем предполагается создать усовершенствованные установки с температурой нагрева оболочки выше 1000°C, что может быть достигнуто за счет использования новейших высокопрочных материалов (типа композитов из карбида кремния). Выделяющееся в оболочке тепло, как и в обычных станциях, отбирается первичным охлаждающим контуром с теплоносителем (содержащим, например, воду или гелий) и передается на вторичный контур, где и производится водяной пар, подающийся на турбины.

Зачем нам это надо?

Основное преимущество ядерного синтеза состоит в том, что в качестве топлива для него требуется лишь очень небольшое количество весьма распространенных в природе веществ (ряд других преимуществ будет рассмотрен ниже). Реакция ядерного синтеза в описываемых установках может приводить к выделению огромного количества энергии, в десять миллионов раз превышающего стандартное тепловыделение при обычных химических реакциях (типа сжигания ископаемого топлива). Для сравнения укажем, что количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 гигаВатт (ГВт) составляет 10 000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D+T.

Дейтерий является устойчивым изотопом водорода; примерно в одной из каждых 3350 молекул обычной воды один из атомов водорода замещен дейтерием (наследие, доставшееся нам от Большого Взрыва). Этот факт позволяет легко организовать достаточно дешевое получение необходимого количества дейтерия из воды. Более сложным является получение трития, который является нестабильным (период полураспада около 12 лет, вследствие чего его содержание в природе ничтожно), однако, как было показано выше, тритий будет возникать прямо внутри термоядерной установки в процессе работы, за счет реакции нейтронов с литием (2).

Таким образом, исходным топливом для термоядерного реактора являются литий и вода. Литий представляет собой обычный металл, широко используемый в бытовых приборах (в батарейках для мобильных телефонов и т. п.). Описанная выше установка, даже с учетом неидеальной эффективности, сможет производить 200 000 кВт/час электрической энергии, что эквивалентно энергии, содержащейся в 70 тоннах угля. Требуемое для этого количество лития содержится в одной батарейке для компьютера, а количество дейтерия — в 45 литрах воды. Указанная выше величина соответствует современному потреблению электроэнергии (в пересчете на одного человека) в странах ЕС за 30 лет. Сам факт, что столь ничтожное количество лития может обеспечить выработку такого количества электроэнергии (без выбросов CO₂ и без малейшего загрязнения атмосферы), является достаточно серьезным аргументом для быстрейшего и энергичного развития термоядерной энергетики (несмотря на все сложности и проблемы) и даже без стопроцентой уверенности в успехе таких исследований.

Дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет. Даже если запасы лития в горных породах иссякнут, мы можем добывать его из воды, где он содержится в достаточно высокой концентрации (в 100 раз превосходящей концентрацию урана), чтобы его добыча была экономически целесообразной.

Термоядерная энергетика не только обещает человечеству, в принципе, возможность производства огромного количества энергии в будущем (без выбросов CO₂ и без загрязнения атмосферы), но и обладает рядом других достоинств, перечисляемых ниже.

1. Высокая внутренняя безопасность.

Используемая в термоядерных установках плазма имеет очень низкую плотность (примерно в миллион раз ниже плотности атмосферы), вследствие чего рабочая среда установок никогда не будет содержать в себе энергии, достаточной для возникновения серьезных происшествий или аварий. Кроме того, загрузка «топливом» должна производиться непрерывно, что позволяет легко останавливать ее работу, не говоря уже о том, что в случае аварии и резкого изменения условий окружения термоядерное «пламя» должно просто погаснуть.

В чем состоят связанные с ядерной энергетикой опасности? Во-первых, стоит отметить, что хотя продукты синтеза (гелий и нейтроны) не являются радиоактивными, оболочка реактора при длительном нейтронном облучении может стать радиоактивной. Однако при подборе для оболочки материалов с заданными свойствами можно обеспечить распад радиоактивных продуктов с периодом полураспада порядка 10 лет, а полная замена всех компонент могла бы занять 100 лет. В случае полного отказа контура охлаждения радиоактивность стенок будет продолжать выделять тепло, но максимальная температура будет значительно ниже того значения, при котором установка расплавится.

Во-вторых, тритий является радиоактивным и имеет относительно небольшой период полураспада (12 лет). Но хотя объем используемой плазмы значителен, из-за ее низкой плотности там содержится лишь очень небольшое количество трития (общим весом примерно как десять почтовых марок). Поэтому, даже при самых тяжелых ситуациях и авариях (полное разрушение оболочки и выделение всего содержащегося в ней трития, например, при землетрясении и падении самолета на станцию), в окружающую среду поступит лишь незначительное количество топлива, что не потребует эвакуации населения из близлежащих населенных пунктов.

2. Стоимость энергии.

Ожидается, что так называемая «внутренняя» цена получаемой электроэнергии (стоимость самого производства) станет приемлемой, если будет составлять 75% от уже существующей на рынке цены. Эта проблема, однако, требует серьезного обсуждения, поэтому вопросы ценообразования рассматриваются ниже отдельно. «Приемлемость» в данном случае означает, что цена будет ниже цены энергии, получаемой с использованием старых, углеводородных топлив. «Внешняя» цена (побочные эффекты, воздействие на здоровье населения, климат, экологию и т. п.) будет по существу равной нулю.

Почему создание термоядерных установок столь затянулось?

Почему же столь важные и ценные установки, преимущества которых обсуждаются почти полстолетия, еще не созданы? Существуют три основные причины (рассматриваемые ниже), первую из которых можно назвать внешней или общественной, а две остальные — внутренними, то есть обусловленными законами и условиями развития самой термоядерной энергетики.

1. Долгое время считалось, что проблема практического использования энергии термоядерного синтеза не требует срочных решений и действий, так как еще в 80-х годах прошлого столетия источники ископаемого топлива казались неистощимыми, а проблемы экологии и изменения климата не волновали общественность. В 1976 году Консультативный комитет по термоядерной энергии в Министерстве энергетики США попытался оценить сроки осуществления НИОКР и создания демонстрационной термоядерной энергетической установки при разных вариантах финансирования исследований. При этом обнаружилось, что объемы годичного финансирования исследований в данном направлении совершенно недостаточны, и при сохранении существующего уровня ассигнований создание термоядерных установок никогда не завершится успехом, поскольку выделяемые средства не соответствуют даже минимальному, критическому уровню.

2. Более серьезное препятствие на пути развития исследований в данной области состоит в том, что термоядерную установку обсуждаемого типа нельзя создать и продемонстрировать в малых размерах. Из представленных далее объяснений станет ясно, что для термоядерного синтеза необходимо не только магнитное удержание плазмы, но и достаточный ее нагрев. Отношение затрачиваемой и получаемой энергии возрастает, по меньшей мере, пропорционально квадрату линейных размеров установки, вследствие чего научно-технические возможности и преимущества термоядерных установок могут быть проверены и продемонстрированы лишь на достаточно крупных станциях, типа упоминавшегося реактора ITER. Общество просто не было готово к финансированию столь крупных проектов, пока не было достаточной уверенности в успехе.

3. Развитие термоядерной энергетики носило очень сложный характер, однако (несмотря на недостаточное финансирование и трудности выбора центров для создания установок JET и ITER) в последние годы наблюдается явный прогресс, хотя действующая станция еще не создана.

Прогресс в термоядерной энергетике

Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м³ была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (~100 м³). Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.

Три главных параметра, определяющие скорость реакции синтеза:

1. Температура плазмы T, которая, как указывалось выше, должна превышать 100 M°C.
2. Давление плазмы P. Скорость реакции примерно пропорциональна P².
3. «Время удержания энергии» τ_E, определяемое отношением:

τ_E = (энергия в плазме) / (мощность, требуемая для поддержания плазмы горячей)

Величина τ_E определяет, насколько успешно магнитное поле изолирует плазму от окружения. Очевидно, что более высоким значениям τ_E соответствует более высокая эффективность реактора и его способность производить энергию.

Оказывается, что выигрыш в энергии для данного реактора определяется «произведением слияния», то есть величинойP × τ_E. Если давление P измеряется в единицах атмосферы, а τ_E в секундах, то для термоядерной установки это произведение должно быть выше 10. На рис. 2 представлено последовательное «стремление к совершенству» в координатах τ_E и T, демонстрирующее параметры, полученные на разных устройствах типа токамак за время их развития. Рисунок показывает, как постепенно параметры установок приближаются к значениям, требуемым для создания реально работающей термоядерной энергетической установки.

Рис. 2. Параметры различных установок типа токамак, демонстрирующие постепенный рост их характеристик за десятки лет развития, начиная с низких температур и давлений (слева внизу). В настоящее время температура плазмы 100 M°C считается привычной, а энергетический выигрыш приближается к единице. Для практического использования эта величина должна быть выше 10, что и является основной целью конструкторов реактора ITER

Можно не сомневаться, что параметры создаваемого реактора ITER позволят достигнуть требуемой области значений, указанной вверху справа на рис. 2. Все его линейные параметры превосходят установку JET вдвое, вследствие чего энергия плазмы (при прочих равных условиях) должна теоретически возрасти в восемь раз. При этом поверхность, через которую происходит утечка энергии, увеличивается только в четыре раза, вследствие можно ожидать возрастания тепловыделения в два раза, что должно автоматически увеличивать время удерживания примерно в четыре раза. В действительности дело может обстоять даже еще лучше, поскольку (из-за большей напряженности магнитных полей) в реакторе ITER «магнитная бутылка» должна быть более «прочной», что позволит удерживать плазму при более высоких давлениях и еще больше повысить эффективность.⁵

Кроме этого, необходимо подчеркнуть, что за последние два десятилетия наблюдался и значительный прогресс в теоретическом понимании поведения плазмы. В этой области необходимо отметить два результата, имеющих особую важность в рассматриваемых задачах:

1. Была обнаружена способность горячей плазмы (предсказанная ранее в лаборатории Culham, Великобритания) к самогенерации собственного тока, что получило название «зашнуровки» плазмы. Например, можно ожидать, что примерно 80% от тока величиной 15 MA, необходимого для удержания плазмы в реакторе ITER, будет возникать на основе этого эффекта, в результате чего поддержание рабочего режима реактора потребует намного меньше энергии, а само управление его работой станет гораздо более простым.

2. В лаборатории Garching (Германия) в экспериментах по термоядерному слиянию наблюдался режим «высокого удержания», позволяющий значительно повысить давление в системе (то есть увеличить эффективность работы установки) при некоторых значениях магнитного поля в установке.

С другой стороны, мы не должны, конечно, исключать возможность обнаружения каких-то негативных тенденций при развитии данного направления науки и связанных с ней технологий. Например, нет никаких гарантий, что при изучении плазмы в реакторе ITER мы не столкнемся с возникновением новых видов неустойчивости, несмотря на то, что пока все теоретические и модельные исследовании указывают на низкую вероятность таких эффектов. Выше упоминались штрокие перспективы, связанные с возможностью «зашнуровки», но может оказаться, что мы не сможем управлять такими токами. В этом случае нам придется управлять реактором в режиме длительных импульсов (например, около восьми часов), находя при этом способы сохранять тепло и поддерживать отдачу электрической энергии между импульсами. Возможно даже, что эти проблемы заставят нас вообще отказаться от использования установок типа токамак и вновь вернуться к идее стеллараторов (см. Примечание 4).

Предстоящие шаги на пути к синтезу

Основной следующий шаг состоит в построении реактора ITER, спроектированного с целью демонстрации самой возможности поджигания плазмы и получения на этой основе хотя бы десятикратного выигрыша в энергии (по отношению к энергии, затрачиваемой на разогрев плазмы). Реактор ITER будет представлять собой экспериментальное устройство, которое даже не будет снабжено турбинами для производства электроэнергии и устройствами для ее использования. Целью его создания является изучение условий, которые должны выполняться при работе таких энергетических установок, а также создание на этой основе настоящих, экономически выгодных электростанций, которые по размерам, по-видимому, должны превосходить ITER (по крайней мере на 30% в каждом из измерений). Создание реальных прототипов термоядерных электростанций (то есть станций, полностью оборудованных турбинами и т. д.) требует решения двух следующих задач. Во-первых, необходимо продолжить разработку новых материалов (способных выдерживать очень суровые условия эксплуатации в описанных условиях) и провести их испытания в соответствии со специальными правилами для аппаратуры системы IFMIF (International Fusion Irradiation Facility), описанной ниже. Во-вторых, необходимо решить много чисто технических задач и развить новые технологии, относящиеся к дистанционному управлению, нагреву, конструкции оболочек, топливным циклам и т. д.

Международный экспериментальный термоядерный реактор ITER (International Tokamak Experimental Reactor)

На рис. 3 показан реактор ITER, превосходящий установку JET не только по всем линейным размерам (примерно вдвое), но и по величине используемых в нем магнитных полей и протекающих через плазму токов. Целью создания этого реактора является демонстрация возможностей объединенных усилий физиков и инженеров при конструировании крупномасштабной термоядерной электростанции. Намеченная проектировщиками мощность установки 500 МВт (при затрате энергии на входе системы всего около 50 МВт).

Рис. 3. Конструкция реактора ITER, строительство которого уже началось и должно по проекту закончиться к 2018 году. Мощность реактора должна составлять не менее 500 MВт. Для оценки размеров внизу на чертеже (справа) помещен силуэт человека

Реактор ITER создается консорциумом, в который входят Европейское Сообщество, Япония, Россия, США, Китай, Южная Корея и Индия. Общая численность населения этих стран составляет около половины всего населения Земли, так что проект можно назвать глобальным ответом на глобальный вызов. Основные компоненты и узлы реактора ITER уже созданы и испытаны, а строительство уже начато в местечке Кадараш (Франция). Запуск реактора запланирован на 2018 год, а получение дейтерий-водородной плазмы — на 2026 год, так как ввод реактора в действие требует длительных и серьезных испытаний для плазмы из водорода и дейтерия.

Рабочий цикл известной установки JET составляет примерно 1 минуту, так как ее тороидальные катушки (создающие магнитное поле) изготовлены из меди и быстро нагреваются. Магнитные катушки реактора ITER созданы на основе сверхпроводящих материалов (что, в принципе, позволяет работать непрерывно при условии поддержания тока в плазме), так что проектировщики надеются обеспечить гарантированный рабочий цикл длительностью не менее 10 минут. Понятно, что наличие сверхпроводящих магнитных катушек является принципиально важным для непрерывной работы реальной термоядерной электростанции. Сверхпроводящие катушки уже применялись в устройствах типа токамак, однако ранее они не использовались в столь крупномасштабных установках, рассчитанных на тритиевую плазму. Кроме этого, в реакторе ITER будут впервые использованы и испытаны разные модули оболочки, предназначенные для работы в реальных станциях, где могут генерироваться или «восстанавливаться» ядра трития.

Основной целью постройки реактора ITER является демонстрация уже достигнутых успехов в управлении плазмой и возможности реального получения энергии в термоядерных устройствах на основе существующей аппаратуры. Дальнейшее развитие в этом направлении, конечно, потребует многих усилий для повышения эффективности работы устройств, особенно с точки зрения их экономической целесообразности, что связано с серьезными и длительными исследованиями, как на реакторе ITER, так и на других устройствах. Среди поставленных задач следует особо выделить три следующие:

1. Необходимо показать, что существующий уровень науки и техники уже позволяет получать десятикратный выигрыш в энергии (по сравнению с затрачиваемой для поддержания процесса) при контролируемом процессе ядерного синтеза. Реакция должна протекать без возникновения опасных неустойчивых режимов, без перегрева и повреждения материалов конструкции и без нарушения чистоты ядерного топлива. Эти цели уже были достигнуты при испытаниях небольших установок и отдельных устройств, однако создание реактора ITER позволит проверить надежность методов управления на гораздо более крупной установке, производящей гораздо больше энергии в течение длительного времени. Реактор ITER проектируется для проверки и согласования требований, и его создание является весьма сложной и интересной задачей.

2. Необходимо изучить методы повышения давления в плазме (напомним, что скорость реакции при заданной температуре пропорциональна квадрату давления), для предотвращения возникновения опасных неустойчивых режимов поведения плазмы. Успех исследований в этом направлении позволит либо обеспечить работу реактора при более высокой плотности плазмы, либо понизить требования к напряженности создаваемых магнитных полей, что существенно уменьшит стоимость производимой реактором электроэнергии.

3. Испытания должны подтвердить, что непрерывная работа реактора в устойчивом режиме может быть обеспечена реально (с экономической и технической точек зрения это требование представляется очень важным, если не основным), а запуск установки можно будет осуществлять без огромных затрат энергии. Исследователи и проектировщики очень надеются, что «непрерывное» течение плазменного тока может быть обеспечено дополнительным подогревом плазмы (за счет радиочастотного и пучкового облучения), а также упоминавшимися выше собственными, «зашнуровывающими» токами.

Проблема материалов

Создание материалов для любой термоядерной установки является очень сложной задачей, поскольку они (особенно те, которые располагаются в непосредственной близости к плазменному шнуру) должны работать в течение многих лет при непрерывной бомбардировке интенсивным потоком (~2,5 MВт·м^–2) нейтронов с энергией около 14 МэВ. Облучение потоком высокоэнергетических нейтронов должно неизбежно приводить к смещению атомов в материале оболочки от своих средних положений в кристаллической решетке (в среднем каждый такой атом будет подвергаться смещению примерно 30 раз в течение года). Обычно смещенные атомы возвращаются в исходные положения за счет тепловых колебаний решетки, позволяющих таким атомам занимать свободные узлы решетки (вакансии), однако в сложных условиях свободные атомы и вакансии могут мигрировать по-разному. В этом случае отдельные атомы и вакансии будут скапливаться на границах кристаллических зёрен, что практически всегда приводит к «разбуханию» материала, повышению его хрупкости и общему снижению механической прочности.

Ранее считалось, что длительное нейтронное облучение без сильных повреждений могут выдерживать только специальные, экзотические материалы (например, композитная керамика на основе карбида кремния). Однако в 1990-х годах было обнаружено, что высокой стойкостью при этих условиях могут обладать также некоторые сорта стали, имеющие специфический тип кристаллической решетки (а именно — объемно-центрированную структуру). Испытания на реакторах подтвердили, что детали, изготовленные из таких типов стали, действительно могут работать в требуемых условиях в течение примерно пяти лет без замены, что стало очень приятным сюрпризом для проектировщиков и инженеров. С учетом далекой перспективы, необходимо продолжить разработку композитов из карбида кремния, способные выдерживать очень высокие температуры (возможно, выше 1000°C), и это позволит значительно повысить термодинамическую эффективность установок, что является основной целью конструкторов.

Возникающие при реакции ядерного синтеза нейтроны инициируют ядерные реакции с образованием гелия в материалах конструкции, причем вероятность такого процесса в 100 раз выше вероятности смещения атомов из узлов кристаллической решетки под воздействием нейтронов деления, которые имеют существенно более низкую энергию. Поэтому проектировщики серьезно опасаются, что гелий будет накапливаться внутри конструкционных материалов, вызывая заметное ослабление их структуры. Кроме того, материалы для так называемой «облицовки плазмы» и дивертеры (устройства, используемые для удаления примесей и гелиевой «золы», возникающей в плазме при слиянии ядер D и T) подвергаются дополнительным воздействиям потоков частиц плазмы и электромагнитного излучения. Мощность таких потоков является очень высокой (500 кВт·м^–2 и 10 кВт·м^–2, соответственно), что создает серьезные трудности при отборе материалов. Для решения этой проблемы уже предложены некоторые методики, однако они должны быть развиты и проверены при испытаниях в рабочем режиме реактора.

Сейчас уже существует достаточно большое число материалов, способных сохранять прочность при длительной бомбардировке нейтронами (стоит учитывать, что подвергаемые особо интенсивному облучению детали могут просто периодически заменяться). Конечно, все такие материалы должны пройти длительные, многолетние и тщательные испытания в условиях практической эксплуатации, прежде чем они будут сертифицированы и начнут использоваться на практике. Пока единственной возможностью обработки материалов потоками нейтронов с требуемыми характеристиками (плотность, распределение по энергии и интенсивность), соответствующими нейтронному излучению реактора, остаются создаваемые на основе ускорителей опытные установки. Условия испытаний и используемые приборы определяются требованиями программы аппаратуры IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility), специально созданной для стандартизации результатов испытаний различных материалов, предназначенных для работы в условиях облучения, создаваемого при реакциях синтеза в термоядерных устройствах. Кроме того, при отборе и оценке материалов применяются методы математического моделирования и специальные эксперименты (например, с использованием нейтронов, возникающих при реакциях деления ядер или из других источников). Конечно, ни испытания аппаратурой IFMIF, ни вспомогательные методики не могут обеспечить достаточно надежную оценку характеристик используемых материалов в реальных условиях эксплуатации. Более того, получить точные характеристики материалов не удастся даже при прямых испытаниях на реакторе ITER после начала его работы, что связано со следующими обстоятельствами. Во-первых, мощность нейтронного потока реактора ITER будет составлять лишь около 30% от мощности, создаваемой будущими термоядерными станциями. Во-вторых, ITER будет представлять собой только экспериментальное термоядерное устройство, работающее (как планируется) лишь несколько часов в день, между тем как аппаратура IFMIF должна функционировать в реальной термоядерной электростанции, производящей несколько ГВт энергии при непрерывном режиме работы.

Стоимость испытательной аппаратуры IFMIF составляет около 1 миллиарда евро. Она включает в себя два ускорителя (мощностью по 5 МВт), позволяющих ускорять дейтроны до энергии 40 МэВ, что представляет собой очень непростую научно-техническую задачу. В установке два пучка направляются на мишень из жидкого лития, в результате чего возникают выбиваемые из дейтронов нейтроны, интенсивность и распределение которых по энергии близко к характеристикам, соответствующим условиям в тех малых объемах термоядерного реактора, где должны функционировать изделия из испытуемых материалов.

Проектирование термоядерных станций

Последнее и наиболее полное исследование концептуальных проблем проектирования и создания термоядерных электростанций было осуществлено к 2005 году в рамках Европейского соглашения по развитию термоядерной энергетики (European Fusion Development Agreement). В этом документе отмечалась ценность уже полученных результатов, подтверждающих «жизнеспособность» термоядерной энергетики, и намечались основные пути развития, обсуждаемые ниже. Авторы полагали, что первые термоядерные электростанции будут созданы, скорее всего, на основе уже известных устройств типа токамак (типа ITER/JET), а не в виде так называемых стеллараторов (см. Примечание 4) или сферических стеллараторов (см. Примечание 7). Эта позиция казалась совершенно ясной, пока развитие проекта ITER не привело к неожиданным сюрпризам.

В качестве возможных вариантов создания реактора рассматривались четыре модели (А–D), отличавшиеся проектом установки, особенностями физического поведения плазмы, а также технологическими правилами и ограничениями. Конечной целью проектировщиков во всех случаях была экономическая оптимальность в целом, представляемая в виде некоторой функции от основных параметров конструкции. Параметризация стоимости производимой реактором электроэнергии должна была в дальнейшем использоваться для определения приоритетных направлений исследований и развития в рассматриваемой области.

Рассчитанные на ближайшую перспективу модели (A и B) основывались на простой экстраполяции уже полученных результатов и предлагали относительно консервативное развитие идей, заложенных в проект ITER. С другой стороны, авторы моделей C и D предполагали возможное существенное улучшение эффективности реактора, особенно в отношении формы плазмы, устойчивости ее поведения и возможности защиты упоминавшихся выше дивертеров (устройств, используемых для удаления примесей и гелиевой «золы»). Аналогично этому, авторы модели А предлагали использовать традиционные для области материалы, в то время как авторы моделей B–D надеялись на то, что в будущем будут созданы новые материалы, позволяющие обеспечить работу установки при значительно более высоких температурах, что должно существенно повысить ее «термодинамическую эффективность», относящуюся к процессам преобразования энергии слияния ядер в электрическую энергию.

Исследования показали, что стоимость производимой при помощи термоядерных реакций энергии уменьшается с ростом генерируемой мощности P_e, причем это уменьшение описывается приблизительно степенной зависимостью вида P_e^–0,4. При этом предполагалось, что максимальная мощность станции, приемлемая для внешней энергетической системы, составит 1,5 ГВт. С учетом роста рабочей температуры и термодинамической эффективности, мощность станции в разных проектах изменялась, уменьшаясь от модели А (с мощностью 5 ГВт термоядерной энергии) к модели D (с мощностью 2,5 ГВт термоядерной энергии). Конечная стоимость получаемой с помощью термоядерных реакций электроэнергии в разных моделях, естественно, очень сильно зависит от капитальных вложений в строительство реакторов. Полную стоимость столь длительного и сложного проекта оценить очень сложно, поскольку цены и расходы на строительство наверняка будут изменяться. Для грубых оценок стоимости производимой энергии можно считать, что она (помимо затрат на строительство) будет зависеть только от двух факторов: банковской учетной ставки d и степени доступности энергии для потребителя а. Зависимости цены энергии от величин d и aприближенно описываются степенными законами ~d^0,6 (при значениях d в интервале от 5 до 10%) и a^–0,6, а приводимые ниже оценки стоимости энергии основаны на предположении, что параметр d равен 6% (это близко к реальному уровню), а параметр а — 0,75. Обеспечение высокой степени доступности энергии для потребителя станет, по-видимому, основной проблемой при создании будущих термоядерных станций. Доведение этого параметра примерно до 75% будет способствовать интенсивному развитию станций, в результате чего очень быстро будут решены и многие другие технические проблемы системного развития технологий, связанные с управлением, обеспечением надежности, методами строительства (с учетом опыта создания атомных станций) и т. п.

Стоимость производимой станциями электроэнергии, по оценкам самих авторов проектов, изменялась в широких пределах: от 9 евроцентов/кВт (в исходной модели А) до 5 евроцентов/кВт (в исходной модели D), но предполагается, что эта цена будет уменьшаться по мере развития и «взросления» технологий. При этом даже высокая цена в модели А практически является вполне конкурентной, особенно с учетом нового налога на сжигание угля, введенного в связи с ограничением промышленных выбросов в атмосферу. Потребность в источниках энергии может заставить проектировать и строить более крупные термоядерные станции (с мощностью P_e > 1,5 ГВт), что должно привести к снижению стоимости производимой энергии, как упоминалось ранее.

Конечно, не стоит относиться слишком серьезно к приведенным выше оценкам экономической эффективности термоядерных установок, но стоит отметить, что (по порядку величины) стоимость производимой ими энергии будет, по-видимому, вполне разумной и приемлемой. Из оценок можно сделать общий вывод, что создание термоядерных станций вполне разумно с точки зрения экономики, особенно если учесть их важность для сохранения окружающей среды. Реальность этих проектов подтверждается началом создания реактора ITER, разработкой специальной аппаратуры IFMIF для испытания требуемых материалов, а также быстрым развитием различных технологий, связанных с термоядерной энергетикой вообще.

Ускорение развития термоядерной энергетики

Еще совсем недавно считалось, что интенсивные исследования материалов и технологий, необходимых для создания термоядерных станций, следует благоразумно отложить до тех пор, когда реактор ITER будет введен в строй и продемонстрирует свою надежность. Сейчас ситуация изменилась, так как руководство Евросоюза и научная общественность пришли к выводу, что вероятность успешного запуска ITER очень высока. Важность создания термоядерной энергетики представляется сейчас настолько несомненной, что было бы разумнее развивать связанные с ней технологии и материалы уже сейчас, не дожидаясь завершения строительства реактора ITER и его ввода в эксплуатацию. Речь идет о возможности создании первого прототипа или демонстрационной термоядерной станции под условным названием «DEMO» (сокращение от Demonstrator), которую следовало бы построить в максимально сжатые сроки. Такой подход был назван некоторыми специалистами «прокладыванием колеи» для быстрого развития, хотя (учитывая особую важность термоядерной энергетики) следует отметить, что, к нашему глубокому разочарованию, она пока развивается очень медленно.

Подробное изучение временных сроков и возможностей развития термоядерной энергетики было осуществлено в 2004 году организацией UKAEA Culham (Великобритания). Авторы исследования уже тогда предложили обеспечить достаточное финансирование всех связанных с термоядерной энергетикой разработок, не дожидаясь окончания переговоров относительно реактора, выбора места для его строительства, принятия новых политических и экономических решений и т. п. Кроме того, авторы пришли к выводу, что реализация проекта ITER не должна больше приводить к неприятным сюрпризам.⁶ Требуемая для окончательной оценки возможностей проекта «DEMO» информация будет оценена, конечно, лишь после анализа данных, полученных на реакторе ITER и в результате испытаний, проводимых на аппаратуре IFMIF. С использованием этой, точно «попадающей во время» информации можно предсказать, что через десять лет после создания реактора ITER и применения аппаратуры IFMIF мы сможем приступить к созданию демонстративной станции «DEMO» уже через 20 лет (а получать электроэнергию непосредственно в распределительные сети через 30 лет). Примерно через 10 лет после этого можно ожидать появления коммерческой сети реально действующих термоядерных электростанций.

Следует особо подчеркнуть, что описываемый подход (создание «колеи» для будущей технологии) является техническим проектом, а вовсе не предсказанием. Введение конкретных сроков и временных рамок потребует изменения направленности интересов связанных с этими работами ученых именно к «индустриальному» проекту. Разумеется, этот подход приведет и к соответствующим изменениям в области финансирования и выработки политических решений.

Документ организации Culham соответствует взвешенному подходу с низким уровнем риска⁷ , и его значение может даже существенно возрасти при изменении связанных с проектом финансовых рисков, то есть, например, если еще до запуска установки «DEMO» в экспериментах на реакторе ITER обнаружится, что возможна генерация и восстановление in situ ядер трития. Снижение финансовых рисков и ускорение сроков проектирования может быть обеспечено при условии параллельного создания нескольких установок одновременно. В частности, в рамках проекта «Apollo» было бы интересно начать изготовление установки типа «DEMO» (меньшего масштаба и с меньшей эффективностью) уже сейчас, сочетая параллельно и аккуратно конструкции ITER с аппаратурой IFMIF. Результатом таких разработок могла бы стать более совершенная система, в которой будут учтены все достижения конструирования реальной установки «DEMO», что позволит нам приблизиться к проектированию реальных термоядерных электростанций.

Заключение

Современный мир стоит перед очень серьезным энергетическим вызовом, который более точно можно назвать «неопределенным энергетическим кризисом». Проблема связана с тем, что запасы ископаемых горючих веществ могут иссякнуть уже во второй половине текущего столетия. Более того, сжигание ископаемых топлив может привести к необходимости каким-то образом связывать и «сохранять» выпускаемый в атмосферу углекислый газ (упомянутая выше программа CCS) для предотвращения серьезных изменений в климате планеты.

В настоящее время почти вся потребляемая человечеством энергия создается сжиганием ископаемых топлив, а решение проблемы может быть связано с использованием солнечной энергии или ядерной энергетики (созданием реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и т. п.). Глобальная проблема, обусловленная ростом населения развивающихся стран и их потребностью в повышении уровня жизни и увеличении объема производимой энергии, не может быть решена только на основе рассматриваемых подходов, хотя, конечно, следует поощрять любые попытки развития альтернативных методов выработки энергии.

Собственно говоря, у нас небольшой выбор стратегий поведения, и я считаю, что развитие термоядерной энергетики является исключительно важным, даже несмотря на отсутствие гарантии успеха. Газета Financial Times (от 25.01.2004) писала по этому поводу:

«Даже в том случае, если расходы на проект ITER значительно превысят исходную смету, вряд ли они достигнут уровня 1 миллиарда долларов в год. Такой уровень затрат следует считать весьма скромной платой за вполне разумную возможность создать новый источник энергии для всего человечества, особенно с учетом того, что уже в этом веке нам неизбежно придется расстаться с привычкой расточительно и безрассудно сжигать ископаемые виды топлива».

Я совершенно согласен с этой позицией, и проблема состоит лишь в оценке вероятности успеха в создании установки. Мне хочется надеяться, что Арцимович был прав, и «термоядерная энергетика появится тогда, когда она станет действительно необходима человечеству».

Будем надеяться на то, что никаких крупных и неожиданных сюрпризов на пути развития термоядерной энергетики не будет. Мы уже выработали вполне разумную и упорядоченную программу действий, которая (разумеется, при условии хорошей организации работ и достаточного их финансирования) должна привести к созданию прототипа термоядерной электростанции. В этом случае примерно через 30 лет мы сумеем впервые подать электрический ток от нее в энергетические сети, а еще через 10 с небольшим лет начнет работать первая коммерческая термоядерная электростанция. Возможно, что во второй половине нашего столетия энергия ядерного синтеза начнет заменять ископаемые топлива и постепенно станет играть всё более важную роль в обеспечении человечества энергией в глобальном масштабе.

Нет абсолютной гарантии, что задача создания термоядерной энергетики (в качестве эффективного и крупномасштабного источника энергии для всего человечества) завершится успешно, но я лично полагаю, что вероятность удачи в этом направлении достаточно высока. Учитывая огромный потенциал термоядерных станций, можно считать оправданными все затраты на проекты их быстрого (и даже ускоренного) развития, тем более, что эти капиталовложения выглядят весьма скромными на фоне чудовищного по объему мирового энергетического рынка (4 триллиона долларов в год⁸). Обеспечение потребностей человечества в энергии является очень серьезной проблемой. По мере того, как ископаемое топливо становится всё менее доступным (помимо этого, его использование становится нежелательным), ситуация изменяется, и мы просто не можем позволить себе не развивать термоядерную энергетику.

---

Примечания

¹ Детская энциклопедия, М. Педагогика, 1973, т. 3, с. 381.

² Приводимые в двух последних строках (гидростанции, ветер и т. д.) цифры даны в пересчете к так называемому «тепловому эквиваленту», то есть соответствуют количеству электричества, вырабатываемого при сжигании соответствующего количества ископаемого горючего.

³ В качестве единицы энергии используется величина 1 МэВ, равная энергии, которую приобретает электрон (или протон) под воздействием ускоряющего поля в 1 миллион вольт. Отметим сразу, что при химических реакциях (например, при сжигании каменного угля) выделяющаяся энергия обычно составляет около 1 эВ, что в десять миллионов раз меньше, чем в приведенной выше термоядерной реакции (1).

⁴ Название «Токамак» представляет собой аббревиатуру русского определения, означающее ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками. Установки типа Токамак были предложены Игорем Таммом и Андреем Сахаровым, а затем разработаны Львом Арцимовичем. Установка представляет собой соленоид в виде тора (бублика), в котором магнитное поле создается как самим соленоидом, так и мощным электрическим током, протекающем через плазму. В такой камере вокруг тора формируется закрученное в виде некоторой спирали поле, удерживающее плазму внутри и не позволяющее ей взаимодействовать со стенками камеры. Ток, создающий спиральное магнитное поле, в начале процесса обеспечивается трансформаторной установкой, и именно поддержание достаточной силы тока в течение достаточно долгого времени является одной из основных проблем при осуществлении реакций синтеза в токамаках. Проблема частично решается подогревом описываемых систем за счет электромагнитного излучения или пучками частиц, а также созданием специальных магнитов, позволяющих непосредственно создавать спиральные магнитные поля и не требующих пропускать сильный ток через плазму при запуске процесса. На этом принципе работают установки, называемые стеллараторами, которые, однако, пока менее развиты, чем токамаки, что связано со сложностью их конструирования и создания.

⁵ Более подробный анализ поведения плазмы (включающий в себя полуэмпирические законы масштабирования, относящиеся к установкам разных размеров, разным значениям магнитных полей и токов в плазме) приводит к выводу, что время удержания связано с характерными линейными размерами L соотношением L^р, где показатель р лежит в диапазоне 2–3 (ближе к 3).

⁶ В исследовании Culham намечались некоторые конкретные действия и даты, однако сейчас их не стоит принимать во внимание, поскольку уже допущены нарушения «графика», а первые два условия, предложенные авторами, не выполнены. Установленные в 2004 году сроки переговоров, обусловленные сроками завершения проектирования и выбором места строительства реактора ITER, значительно затянулись. Кроме того, была создана ITER Organization и пересмотрен утвержденный в 2001 году проект ITER, который был «заморожен» после начала переговоров о месте строительства. Рост затрат на проектирование и создание ITER приводил к сокращению финансирования других разработок, что стало угрожать всем планам быстрого создания установки. Тем не менее общие выводы и предложения этого исследования сохраняют свою ценность, если считать, что мы вновь находимся на старте событий.

⁷ Сложности связаны с тем, что проектировщики должны получить разрешение на создание и работу установки «DEMO» на основе результатов работы реактора ITER и использования аппаратуры IFMIF. Поэтому остается неясным, можно ли получить необходимую для работы информацию без постройки относительно небольшого, «запускающего» реакцию синтеза устройства, которое будет спроектировано с учетом всех требований, предъявляемых к будущим термоядерным станциям. Такое устройство не будет обладать никакой энергетической эффективностью (то есть оно будет потреблять даже больше энергии, чем производить на выходе), но позволит провести совместные испытания всех узлов станции (а не только материалов, что является специальной целью применения аппаратуры IFMIF), включая их эксплуатацию под воздействием всех рабочих факторов (нагрев, воздействие частиц плазмы, нейтронное облучение и т. п.). Некоторые специалисты считают, что создание системы и аппаратуры для такого испытания компонент станции (Component Test Facility, CTF) может даже замедлить развитие термоядерной энергетики вообще (я лично сомневаюсь в обоснованности такого мнения), однако внедрение такой аппаратуры необходимо для получения лицензии для работы и лицензирования проекта «DEMO». В любом случае, внедрение системы сертификации CTF является весьма положительным фактором для всего будущего развития отрасли, и даже вне программы создания установки DEMO оно будет способствовать оптимизации процессов проектирования будущих термоядерных станций. В частности, представляет большой интерес использование этих правил для изучения работы так называемых сферических токамаков, структура которых похожа не на «бублик», а на сердцевину яблока. Такие конструкции также весьма перспективны, хотя для точной оценки их возможностей необходимо провести много сложных исследований.

⁸ Эта величина представляет собой лишь очень грубую оценку размеров рынка энергетики. Кроме того, необходимо учитывать, что стоимость потребляемой миром энергии очень сильно зависит от цен на нефть, которые колеблются в широких пределах. Например, объем энергетического рынка в 2008 году (когда баррель нефти стоил $140) составил около 7 триллионов долларов.

 

Источник: «Элементы»