Укрощение сверхгорячей плазмы

Температура в десять раз выше, чем в центре Солнца, сильные магнитные поля, сверхпроводники, глубокий вакуум, сверхвысокие токи — все это нужно человечеству, чтобы обеспечить себя электроэнергией будущего.

Основной тенденцией развития общества с середины ХХ века стал непрерывный рост энергопотребления, связанный как с увеличением населения Земли и развитием промышленности, так и с быстро растущими потребностями стран третьего мира.

Справиться с таким ростом спроса на энергию за счет главных энергетических ресурсов — нефти и газа, по всем прогнозам, с каждым десятилетием будет все труднее: хотя запасы углеводородов еще очень велики, добывать их становится все дороже и дороже.

Наиболее привлекательным альтернативным источником энергии станет тот, который обеспечит одновременно и приемлемые экономические показатели, и высокую степень безопасности и экологической чистоты. Также важно, чтобы новые технологии в энергетике способствовали оздоровлению окружающей среды — и не только за счет минимизации потребления природных ресурсов, но и за счет перехода на новые принципы генерации и потребления энергии.

Все эти сложные задачи человечество может решить с помощью природоподобных технологий. Наиболее близкой к реализации, практическому использованию таких перспективных природоподобных инновационных энергетических технологий следует считать управляемый термоядерный синтез (УТС). Природоподобие УТС, как неоднократно подчеркивал в интервью президент Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Михаил Ковальчук, состоит в том, что в земных условиях в установках с магнитным удержанием плазмы воспроизводятся те же процессы, что протекают на Солнце,— синтез легких атомов, при котором высвобождается огромное количество энергии.

Дешево, чисто и безопасно

Природоподобная технология УТС удивительна тем, что у нее практически нет недостатков. Первое, о чем следует сказать,— это неисчерпаемость ресурсов: нужны будут только морская вода и литий. В каждой трехтысячной молекуле воды место водорода занимает его устойчивый изотоп дейтерий, он отличается тем, что в его атоме помимо протона есть еще и нейтрон. Получить дейтерий в любых количествах не составит труда. Для УТС нужен еще тритий, нестабильный изотоп водорода, в котором нейтронов два. Период полураспада трития всего 12 лет, поэтому в воде его исчезающе мало, но тритий будет вырабатываться в необходимых количествах прямо в термоядерном реакторе из лития, а синтезировать его для запуска реактора не так уж и сложно. Наконец, литий — это достаточно однородно распространенный элемент в земной коре (по оценкам, его запасы составляют десятки миллионов тонн). Труднее извлекать литий из морской воды, зато там его запасы огромны: в литре — 0,17 мг.

Вторая особенность УТС обрадует экологов: реактор не вырабатывает углекислого газа, то есть производство энергии не будет усиливать парниковый эффект, как это делают тепловые электростанции.

Третья особенность УТС решительно отличает его от ядерной реакции, с помощью которой электричество вырабатывается на атомных станциях. Надо сказать, что дейтериево-тритиевая энергетика — естественное продолжение атомной: в обоих случаях генерируются нейтроны, а реакторные конструкции подвергаются активации. Но наведенная радиоактивность материалов термоядерного реактора достаточно низка, и эти материалы не представляют серьезной опасности. При УТС в принципе не может быть аварии, подобной Чернобылю или Фукусиме: всякое разрушение реактора приведет к его немедленной остановке, никакого разгона реакции не будет, и максимум, чего можно ожидать,— появления в окружающей среде небольшого количества короткоживущего трития. Эвакуация населения не потребуется.

Кроме работ, проводимых в Курчатовском институте в области УТС, направленных в конечном итоге на создание промышленной термоядерной электростанции, важным перспективным направлением является создание термоядерного источника нейтронов для гибридного реактора "синтез-деление". В гибридном реакторе с помощью термоядерных нейтронов с энергией 14 МэВ, образующихся в процессе реакций синтеза дейтерия и трития, можно будет производить топливо для тепловых атомных реакторов — уран-233 из тория-232, а также "дожигать" радиоактивные отходы из реакторов деления, то есть улучшать экологию существующей атомной энергетики.

Курчатовский институт — родоначальник токамаков

Описанная технология УТС работает на токамаках (тороидальных камерах с магнитными катушками) — установках, принцип которых был предложен курчатовскими учеными Андреем Сахаровым и Игорем Таммом (Тамм в ИАЭ не работал) в начале1950-х годов. В Курчатовском же институте была построена и первая исследовательская установка ТМП (тор с магнитным полем) — в 1955 году под руководством Игоря Головина и Натана Явлинского. Игорь Головин стал и автором названия "токамак".

В 1955-1965 годах в Курчатовском институте было построено девять установок.

На установке Т-3А, усовершенствованной версии установки Т3, под руководством академика Льва Арцимовича в 1968 году была получена рекордная температура электронов — 1 кэВ (10 млн°C), а также впервые — термоядерные нейтроны.

В сентябре 1969 года в Дубне прошел международный симпозиум по тороидальным системам — он ознаменовался триумфом токамаков, после него токамаки стали основными устройствами для развития термоядерных технологий.

В 1978 году в Курчатовском институте на самом крупном в тот момент токамаке Т-10 при мощности электронно-циклотронного нагрева плазмы 2 МВт была впервые в мире получена плазма с электронной температурой в центре плазменного шнура 10 кэВ (100 млн°C) — такая, какая и ожидается в термоядерном реакторе.

В 1979 году в Курчатовском институте появился и первый в мире токамак T-7 со сверхпроводящей обмоткой тороидального поля — на основе ниобий-титанового сверхпроводника. Эта идея была развита на токамаке Т-15, одном из крупнейших в мире, который начал работу в 1988 году: он обладал сверхпроводящей обмоткой тороидального поля на основе ниобий-оловянного сверхпроводника с циркуляционным охлаждением. Благодаря успешной работе сверхпроводящей обмотки Т-15 в международном реакторе ITER будут также использоваться магниты с применением ниобий-оловянного сверхпроводника. Особенно важно, что Т-15 показал техническую возможность создания токамака со сверхпроводящей обмоткой с размерами и характеристиками, соответствующими требованиям уже промышленных энергетических термоядерных и гибридных установок.

Перспективы УТС и термоядерной энергетики

В январе 2016 года программа "Развитие управляемого термоядерного синтеза и плазменных технологий на период 2019-2025 годов и на перспективу до 2035 года", инициированная в Национальном исследовательском центре "Курчатовский институт", получила одобрение президента России Владимира Путина. Вместе с госкорпорацией "Росатом" и организациями Российской академии наук Курчатовский центр к 2035 году создаст гибридную реакторную установку, в которой плазма с термоядерными параметрами будет удерживаться не менее 24 часов, к этому же году Курчатовский центр предложит проект промышленной термоядерной электростанции.

Курчатовский центр участвует от России в международном проекте ITER, идею его создания инициировал и всеми силами продвигал в 1980-е годы один из главных мировых специалистов в области УТС — академик Евгений Велихов. Задача ITER заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Должна быть получена плазма с выделением термоядерной мощности на уровне 500 МВт (затраченная мощность — 50 МВт).

Сверхпроводимость

Сверхпроводимость — физическое свойство материалов, которое выражается в отсутствии электрического сопротивления. Явление было открыто в 1911 году голландским ученым Хейке Камерлингом-Оннесом.

Сверхпроводимость материала достигается путем его охлаждения до температуры кипения жидкого гелия (-269°С) — такие проводники называются низкотемпературными сверхпроводниками. Однако существуют также высокотемпературные сверхпроводники — это проводники, в которых сверхпроводимости можно достичь, охладив материал до температуры кипения жидкого азота, -238°С. Открытие высокотемпературных сверхпроводников совершили Карл Мюллер и Йоханнес Беднорц в 1986 году.

В СССР исследования сверхпроводимости начались в середине 1960-х годов. В 1979 году была создана первая термоядерная установка, в состав которой входил сверхпроводник из сплава титана и ниобия — она получила название "Токамак 7". В 1988 году появился "Токамак 15" — термоядерная установка, в которой использовались сверхпроводники из олова и ниобия. Над обоими проектами работал советский академик Евгений Павлович Велихов — именно он в первой половине 1980-х годов выдвинул идею о создании международного термоядерного реактора. Впоследствии предложение Велихова было одобрено лидерами СССР, США, Японии и Европейского союза, и в 1992 году был образован проект ITER. На данный момент строительство реактора продолжается.

Высокотемпературные сверхпроводники имеют несколько различий с низкотемпературными: во-первых, первые имеют более сложную структуру, во-вторых, высокотемпературные сверхпроводники позволяют при меньших затратах энергии проводить больше электрического тока, нежели низкотемпературные, в-третьих, производство высокотемпературных сверхпроводников дороже и сложнее, чем низкотемпературных.

Сверхпроводники используются не только в индустриальной сфере, но и в других областях, например в медицине: магнитная система магнитно-резонансного томографа, с помощью которой можно исследовать процессы, приводящие к появлению злокачественных опухолей, состоит из низкотемпературного сверхпроводника на основе сплава ниобия и титана. Кроме того, сверхпроводники используются в ветроэнергетике.

Проект ITER — повторить Солнце

На сегодняшний день один из наиболее масштабных научно-технических проектов, в котором НИЦ "Курчатовский институт" осуществляет научное руководство от России,— это сооружение первого международного экспериментального термоядерного реактора нового поколения ITER. В инициированном Россией проекте участвуют: Европейский союз, Китай, Индия, Япония, Республика Корея, Российская Федерация и США.

Российским специалистам поручено изготовление 25 уникальных систем будущей установки, в этом процессе задействовано более 30 ведущих научно-технических учреждений, предприятий и комплексов со всей страны: от Санкт-Петербурга до Новосибирска. В их числе — НИЦ "Курчатовский институт".

12 февраля 2008 года в НИЦ "Курчатовский институт" было подписано первое Соглашение о поставках сверхпроводника для катушек тороидального поля ITER. С того момента кооперацией российских предприятий было произведено 28 штатных длин сверхпроводника общим весом более 120 тонн, высочайшее качество и стабильность характеристик которого не раз подтверждались испытаниями.

Специалисты НИЦ "Курчатовский институт" проводили серию уникальных вакуумных испытаний сверхпроводника тороидального поля магнитной системы ITER на специальном оборудовании, став победителем международного конкурса в этой области. Производство проводника тороидального поля осуществлялось с 2011 года кооперацией российских предприятий и организаций: ВНИИНМ им. А. А. Бочвара, АО ТВЭЛ, Чепецкий механический завод, ВНИИКП, ИФВЭ НИЦ "Курчатовский институт".

Всего за пять лет российские предприятия изготовили 28 штатных (единичных) длин проводника общим весом более 120 тонн.

Современно оснащенная линия джекетирования была построена на территории ИФВЭ НИЦ "Курчатовский институт" в Протвино.

Токонесущие элементы для катушек ТП производятся посредством затягивания сверхпроводящего кабеля в трубную стальную оболочку длиной до 800 м.

Изготовленные токонесущие элементы проходили заключительные испытания на площадке НИЦ "Курчатовский институт" в Москве.

В середине 2015 года в ИФВЭ НИЦ "Курчатовский институт" завершили джекетирование последней единичной длины проводника тороидального поля для ITER.

Всего до конца 2015 года было выпущено около 18 км таких элементов.

После серии испытаний сверхпроводник был отправлен в Италию для изготовления катушек тороидального поля магнитной системы для ITER. Таким образом, российская сторона завершила выполнение обязательств по производству данного компонента установки.