Четвертый Международный конкурс научно-образовательных проектов

“Энергия будущего-2006”

 

 

 

 

 

 

Конкурсная работа

 

 

Термоядерная энергетика – решение проблемы энергетического кризиса в XXI веке.

 

 

 

 

 

Шифр работы: 05030

 

 

Автор работы:

Толстов Матвей Алексеевич

spm111@yandex.ru

тел.:(823)62-84-96

 

 

 

г. Балаково, Саратовская область

Гимназия № 2, 11 класс

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Балаково 2006

 

 

 

 

Содержание

 

 Введение

 

1. Путь к термоядерной энергетике

2. Предпосылки сценариев развития термоядерной энергетики

3. Этапы стратегии развития термоядерной энергетики России в XXI веке

4. Срочное финансирование - залог успеха сооружения ITER

5. Проект ИТЭР - тяжелое настоящее для счастливого будущего и участие России в нем

6. Нужно ли в России строить экспериментальный термоядерный реактор?

7. Заключение

8. Литература

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

По современным физическим представлениям, существует всего несколько фундаментальных источников энергии, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энергии. В реакциях синтеза энергия производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энергия звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энергией экологическую систему Земли.

В настоящее время, более 85% энергии производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энергии, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энергии по регионам, производство энергии возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10²¹ Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энергии - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энергии. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энергии использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине XXI века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энергии, такие как: солнечная энергия, энергия ветра, гидроэлектроэнергия, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энергия. Доля каждого источника энергии в общем производстве энергии будет определяться структурой потребления энергии и экономической эффективностью каждого из этих источников энергии.

Когда на планете закончатся основные источники электроэнергии?!
По разным прогнозам, это произойдет через 50-100 лет. Запасы нефти человечество исчерпает лет через 40, газа - максимум через 80, а урана - через 80-100 лет. Запасов угля может хватить лет на 400. Но использование этого органического топлива, причем в качестве основного, ставит планету за грань экологической катастрофы. Страны-участницы Киотского протокола, обсуждая  проблемы выживания человечества, "угольные" выбросы поставили в разряд самых опасных факторов. Если сегодня не остановить столь нещадное загрязнение атмосферы (а именно угольные станции служат главным источником ее загрязнения, причем выбрасывают радиоактивных веществ в десятки раз больше, чем АЭС), ни о каких столетиях не может быть и речи. А значит, альтернативный источник энергии нам необходим уже в обозримом будущем.

И такой источник, в принципе, есть. Это - термоядерная энергетика, в которой используется абсолютно нерадиоактивный дейтерий и радиоактивный тритий, но в объемах в тысячи раз меньших, чем в атомной энергетике. А в возможных аварийных ситуациях радиоактивный фон вблизи термоядерной электростанции не превысит природных показателей. При этом на единицу веса термоядерного топлива получается примерно в 10 млн. раз больше энергии, чем при сгорании органического топлива, и примерно в 100 раз больше, чем при расщеплении ядер урана.
И источник этот практически неисчерпаем, он основан на столкновении ядер водорода, а водород - самое распространенное вещество во Вселенной.
Однако проблема управляемого термояда настолько сложна, что самостоятельно с ней не справится ни одна страна. Поэтому мировое сообщество избрало самый оптимальный путь - создание проекта Международного термоядерного экспериментального реактора -  ИТЭР, в котором на сегодня участвуют, кроме России, США, Евросоюз, Япония, Китай и Южная Корея.

Путь к термоядерной энергетике

В середине 50-ых годов основные ядерные страны начали широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. Первый Токамак был построен в России в Институте Атомной энергии им. И. В. Курчатова в 1956 г.

Первый этап исследований систем с магнитным удержанием плазмы выявил заметное преимущество Токамака над другими возможными конфигурациями плазмы, и в семидесятые годы на Токамаках первого поколения (Т-7, Т-10, Т-11 в России; PLT и DIII-D в США; ASDEX и TFR в Европе; JFT-2 в Японии и др.) были получены высокие параметры плазмы с температурой в несколько кэВ. Плотность плазмы в них достигала 10²⁰ м^-3. Были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, различные плазменные диагностики и системы управления плазмой. Эксперименты показали также необходимость использования диверторной конфигурации плазмы.

В 80-90-ых годах вошли в строй большие экспериментальные Токамаки второго поколения (JET и TOR-SUPRA в Европе; TFTR в США; JT-60 в Японии) предназначенные для изучения плазмы с параметрами, необходимыми для перехода к экспериментальному термоядерному реактору. На них исследованы критерии удержания плазмы, уточнены пределы плазменных параметров и конфигураций. Большинство исследований было проведено на водородной плазме, однако на установках JET и TFTR были выполнены эксперименты с дейтериево-тритиевой плазмой с параметрами, приближающимися к параметрам термоядерного реактора. Максимальная мощность термоядерной реакции составила 16 МВт в JET, что соответствует равенству мощностей термоядерной реакции и нагрева плазмы. Для работы экспериментального термоядерного реактора это отношение  должно быть увеличено на порядок.

На этом поколении Токамаков были успешно опробованы основные технологические системы, важные для создания экспериментального реактора: сверхпроводящие магнитные системы, способные создавать поле с индукцией 5-7 Тл на оси плазмы, тритиевые системы, приемные элементы дивертора и др. Важные шаги в интеграции физических параметров были сделаны в экспериментах на JET, TFTR и JT-60, послуживших базой при разработке экспериментального реактора ИТЭР.

Третьим этапом явилась разработка проекта экспериментального термоядерного реактора, который должен получить плазму с параметрами, экстраполируемыми к параметрам демонстрационного и энергетического реактора, обеспечить длительный ресурс работы при этих параметрах, и отработать основные инженерные, технологические и конструкторские решения элементов и систем демонстрационного термоядерного реактора (ДЕМО). Начало этого этапа относится к проектам 80-ых годов, таких как NET в Европе, FER в Японии, TIBER в США, ОТР в России и др. При разработке проектов во всех ведущих странах стало ясно, что для выполнения их миссии необходим большой шаг от экспериментальных плазменных установок. Для реализации этого дорогостоящего шага естественным и необходимым является международное сотрудничество, уменьшающее затраты каждой страны и позволяющее реализовать более продвинутые параметры и технические решения, чем могла бы сделать каждая страна в одиночку.

Завершением этапа явилась разработка Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР), завершившийся в 1998 г. выпуском первого варианта технического проекта в объеме, достаточным для принятия решения о строительстве. В настоящее время ИТЭР является стержнем термоядерных программ ведущих стран, и тесно связан с физическими и технологическими программами в области управляемого термоядерного синтеза. Предполагаемое время его строительства - первое десятилетие века, с последующим проведением двадцатилетней экспериментальной программы.

Конструкция ИТЭР представляет собой практически первую реальную попытку решить одну из главных проблем энергетических термоядерных систем: способность реализовать одновременно конструктивные решения различных элементов и систем реактора, удовлетворяющие требованиям физики плазмы, дистанционного обслуживания, ресурса, безопасности в режимах нормальной работы и при срывах плазмы.

Конструкция ИТЭР имеет все необходимые компоненты для поддержания 500 - 1500 МВт термоядерной мощности, как в импульсном, так и в стационарном (необходимом для перехода к ДЕМО) режиме работы, с достижением при необходимости воспроизводства трития и получения высокотемпературного тепла. Детально разработаны на уровне технического проекта основные системы реактора:

*        сверхпроводящие магниты с полем до 13 Т;

*        четыре возможных системы дополнительного нагрева и поддержания тока плазмы;

*        система сборки\разборки и дистанционного обслуживания основных элементов реактора;

*        система инжекции топлива и откачки плазмы;

*        тритиевая система;

*        большое количество вспомогательных систем и сооружений.

В проекте представлен тщательный анализ вопросов безопасности доказывающий, что эвакуация населения не является необходимой даже в случае реализации очень маловероятных аварийных сценариев реактора и его систем.

Выбор конструкционных материалов и теплоносителя ИТЭР не совпадает с требованиями ДЕМО и ТЯР. Отчасти проблема получения необходимых данных может быть решена установкой в ИТЭР 4 - 5 экспериментальных модулей размером 3 - 5м² для испытания наиболее напряженных элементов предлагаемых конструкций бланкета и первой стенки ДЕМО. Однако в проекте ИТЭР заложен ресурс работы с нейтронным флюенсом 0,3 - 1,0 МВтлет/м², что в 10 - 30 раз меньше флюенса, необходимого для ДЕМО. Поэтому в настоящее время рассматриваются возможности создания установок генерирующих термоядерные нейтроны для материаловедческих испытаний с возможностью сильного увеличения флюенса.

Параметры ИТЭР, хотя и позволяют провести испытания принципиальных систем и компонент энергетического термоядерного реактора, все же недостаточны для получения полной базы данных и отработки режимов работы, необходимых для начала его строительства. Следующим этапом на пути создания энергетического реактора будет демонстрационный реактор ДЕМО, концептуальные проекты вариантов которого прорабатываются в настоящее время всеми ведущими странами. Строительство ДЕМО возможно в 20-ых или 30-ых годах в зависимости от успехов программы ИТЭР.

Предпосылки сценариев развития термоядерной энергетики

1. Радиоактивность

Радиоактивность материалов ТЯР сосредоточена в подавляющем количестве в твердых отходах (конструкционных материалах; бридере топлива (трития) и бериллии, если он есть в реакторе). Единственным активным газом является тритий, величины предельно допустимых концентраций, которого на несколько порядков величины ниже, чем для большинства остальных радиоактивных материалов ТЯР. Биологическое время жизни трития в организме человека 10-30 дней, в почве выравнивание концентрации происходит в течение 100-300 дней. Соответственно при циркуляции концентрация трития падает на несколько порядков величины в течение одного года.

Тритий является “внутренним топливом”, его цикл замкнут на площадке станции, и соответственно транспортировка трития (кроме начальной загрузки) не требуется.

Полная активность термоядерного реактора в первый период после выключения близка к активности материалов АЭС. Однако радиоактивные отходы ТЯР в отличие от отходов АЭС имеют относительно низкую удельную радиоактивность и не содержат в себе трансурановых элементов, продуктов деления и радиоактивных газов (кроме трития). В результате:

*        Резко уменьшена величина возможного выброса радиоактивности

*        Отсутствует необходимость процедуры предварительной химической обработки отходов перед фабрикацией или захоронением.

*        Резко снижаются требования к хранению отходов в хранилищах. В ТЯР отсутствуют материалы, требующие охлаждения в течение десятилетий. Практически возможно хранение отходов, на территории термоядерной станции не опасаясь последствий аварийных ситуаций.

*        Имеется возможность ручной или дистанционной переработки большей части материалов отработавшего срок службы ТЯР, причем завод по переработке может быть интегрирован в единой площадке с термоядерной станцией

2. Эксплуатационная безопасность

Глобальные задачи безопасности эксплуатации термоядерной станции состоят в обеспечении:

*        отсутствия необходимости эвакуации населения за периметром площадки даже при наихудших авариях

*        простоты и надежности хранилищ отработанных радиоактивных материалов

*         возможности захоронения не поддающейся рефабрикации части отработанных материалов в околоповерхностных формациях

*        отсутствия необходимости тщательного контроля захоронений для обеспечения безопасности следующих поколений.

Анализ проекта ИТЭР показал, что выход радиоактивности при всех возможных и гипотетических авариях ТЯР значительно ниже, чем при авариях АЭС. Большинство продуктов активации связано в твердых материалах, выход из которых сильно затруднен или невозможен. Реальные запасы тепловой энергии в конструкциях ТЯР не очень велики и барьер безопасности легко может противостоять интегральным авариям. Аварии магнитных систем, обладающих максимальным запасом энергии (100 - 200 ГДж), также не приводят к существенным структурным изменениям реактора.

Наибольшую радиационную опасность в ТЯР представляют:

- тритий, диффундирующий в материалы из плазмы или накапливающийся в результате ядерных реакций в бериллии (если таковой используется в качестве размножителя нейтронов)

 -продукты коррозии, содержащиеся в теплоносителе

- пыль, образующаяся при распылении материалов внутрикамерных компонентов реактора.

Анализ выбросов радиоактивности показал, что максимально возможный аварийный выброс не превосходит ~ 50 г. по тритию, 25 г. по продуктам коррозии и 40 - 100 г по пыли, образующейся в плазменной камере. Эти выбросы приводят к суммарным дозам облучения на границе площадки в 2-10 раз ниже допустимой дозы для населения.

В проекте ИТЭР анализировались также аварии с выбросом пыли и трития в процессе транспортировки элементов реактора в хранилище. Выход мог бы составить 10 г трития и ~40 г пыли, что значительно ниже допустимого предела.

Результаты анализа показывают, что даже при аварийных ситуациях с ничтожно малой вероятностью не требуется эвакуации населения за границей площадки.

3. Пассивная (внутренне присущая) безопасность

Термоядерные реакторы обладают следующими свойствами пассивной безопасности:

- Отсутствует возможность неконтролируемого роста мощности благодаря тому, что горение плазмы прекращается в случае попадания в плазму материалов первой стенки при её плавлении или испарении;

- Низкое остаточное энерговыделение в материалах реактора после его остановки гарантирует целостность конструкции в случае аварийных ситуаций с потерей охлаждения.

Максимальная энергонапряженность в элементах термоядерного реактора в рабочем режиме и после остановки почти на порядок ниже, чем в реакторах АЭС. Передача энергии происходит через большие поверхности и массы материала, способного аккумулировать энергию. Низкая энергонапряженность и большая тепловая инерция позволяет обеспечить пассивное охлаждение конструкций, предотвращающее рост температуры выше допустимой в случаях аварийных ситуаций с потерей теплоносителя или ограничения его циркуляции. Анализ, проведенный в проекте ИТЭР, и ряде других исследований показал, что повышение температуры конструкционного материала не превысит 600 - 700 ^оС. Эти температуры, хотя и могут привести к некоторым повреждениям конструкции внутрикамерных элементов, не нарушают общую структурную устойчивость конструкции и не приводят к нарушению барьеров безопасности.

При отказе активной системы гашения термоядерной реакции происходит повреждение первой стенки бланкета при температурах 800-1100 ^оС, приводящее к выходу теплоносителя и автоматическому гашению реакции.

Большая инерция создает также запас времени для диагностирования ситуации и принятия, адекватных мер.

4. Переработка материалов ТЯР

Стратегия обращения с отработанными радиоактивными материалами ТЯР нацелена на переработку радиоактивных отходов и возвращение материалов обратно в цикл рефабрикации с максимально коротким периодом обращения.

Анализ спада активности материалов ТЯР показывает, что при любых реальных временах выдержки возможны два подхода:

*        Дистанционная переработка и рефабрикация (уровень облучения меньше 10^-2 - 10^-3 Зв/час), в настоящее время не проработанная для использования в термоядерной энергетике и, по-видимому, достаточно дорогая

*        Ручная переработка и рефабрикация (уровень облучения меньше 10^-5 Зв/час) на радиационно-регистрируемых предприятиях, обслуживаемых персоналом группы А, опыт работы которых имеется. Технологию изготовления и монтажа крупногабаритных элементов ТЯР на таких предприятиях предстоит еще определить.

При временах выдержки 30-100 лет (в зависимости от конкретных конструкционных материалов) возможна ручная переработка ~60-70 вес. % материалов реактора и дистанционная переработка ~20-30 вес. % материалов. Остальные материалы относятся к классу среднеактивных отходов и подлежат поверхностному захоронению. Возможно, некоторое увеличение доли дистанционно перерабатываемых материалов при увеличении срока выдержки до 300-500 лет.

Лишь незначительная доля материалов (в первую очередь бериллий и керамические материалы) могут быть использованы для изделий, не требующих радиационного контроля после выдержки 100-300 лет (активность ниже 400 Бк/кг).

5. Захоронение материалов термоядерных станций

Рефабрикация является предпочтительным вариантом работы с низкоактивными отходами, в которых мощность контактной дозы ниже предельного уровня дистанционного обработки (~10^-5 Зв/час).

Хотя значительная часть радиоактивных материалов ТЯР может быть подвергнута рефабрикации после выдержки 30 - 100 лет, остается необходимость захоронения некоторой части материалов (до 10-15 %). К ним относятся среднеактивные отходы материалов бланкета, дивертора и некоторых вспомогательных компонентов реактора, ограниченные рамками: 2мЗв/ч - 20мЗв/ч по контактной дозе, и 1 Вт×м ^-3  - 10 Вт×м ^-3 по энерговыделению. В зависимости от возможности дистанционной переработки к ним могут добавляться некоторые низкоактивные отходы. Эти отходы должны быть подвергнуты процедуре околоповерхностного захоронения с соблюдением контроля в течение длительного (500 лет и больше) времени.

Некоторое уменьшение долгоживущей активности основных материалов ТЯР может быть достигнуто тщательным подбором их композиции и ограничением содержания определенных примесей.

6. Условие выбора сценария

В настоящее время затраты на производство электроэнергии термоядерной станцией оцениваются заметно выше затрат при использовании АЭС. Это соотношение может измениться с учетом стоимости мер по переработке и захоронению радиоактивных материалов обоих систем в энергетике глобального масштаба. Для оценки эффекта необходима проработка полного цикла ядерной и термоядерной энергетики, находящейся в конкретной окружающей среде (не только электроэнергетики) с полным анализом инфраструктуры и т.п. Такие исследования в настоящее время отсутствуют.

Этапы стратегии развития термоядерной энергетики России в XXI веке

I. Основные принципы стратегии

Разработка стратегии развития термоядерной энергетики должна включать в себя обоснование трех принципиальных положений:

1.      Выбор типов термоядерных энергостанций и возможных сценариев их строительства с учетом запроса на энергию и ограничений на темп роста. Естественно, что такие сценарии будут существенно зависеть от специфики стран и регионов, однако уже в настоящее время ясно, что относительно быстрый рост в XXI веке возможен только при широкой международной кооперации из-за высокой стоимости первых шагов, не приносящих экономической выгоды, и невозможности для отдельной страны в короткие сроки воспроизвести путь, уже пройденный в международной кооперации. В настоящее время оценка темпов строительства термоядерных энергостанций может базироваться на опыте создания больших экспериментальных Токамаков и на детальной разработке технического проекта Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР).

2.      Оценка сценария развития инфраструктуры, обеспечивающей строительство энергостанций. В настоящее время такая оценка затруднительна, так как строительство экспериментальных термоядерных установок производилось на отдельных предприятиях в рамках существующих технологий. Строительство ИТЭР должно явиться базой для отработки промышленных технологий и определения основных структурообразующих предприятий. По-видимому, развитие инфраструктуры для создания ТЯР будет тесно связано также с существующей и развивающейся инфраструктурой атомной энергетики.

3.      Анализ сценария захоронения/рефабрикации отработавших срок материалов ТЯР. Несмотря на большое количество научных публикаций на эту тему, сделать выводы о возможном сценарии затруднительно. Более или менее ясными являются три положения:

- Основная часть материалов будет подлежать радиационному контролю в течение длительного времени (100 и более лет).

- Невысокая удельная активность и практическое отсутствие в ней летучих элементов позволяют относительно легко обеспечить их длительное хранение на площадке станции при не слишком больших стоимостных затратах.

- Стратегия рефабрикации материалов не может быть оценена без детального анализа, в настоящее время отсутствующего. Ясно только, что рефабрикации в XXI веке не будет играть существенную роль в темпах развития термоядерной энергетики.

II. Возможный сценарий развития термоядерной энергетики

На основе опыта развития атомной энергетики можно предположить, что эволюция термоядерных реакторов в XXI веке пройдёт три стадии (рис. 1):

Стадия I. Экспериментальный термоядерный реактор (ИТЭР) для исследования плазменных и технических параметров термоядерных реакторов первого поколения.

Строительство ИТЭР может начаться в первой декаде XXI века, программа экспериментов рассчитана на двадцать лет. Результаты, необходимые для решения о строительстве прототипного термоядерного реактора ДЕМО, будут получены в 20-ых годах XXI века.

Параллельно с ИТЭР будут проводиться физические исследования на других экспериментальных термоядерных установках, равно как внереакторные эксперименты.

Стадия II. Прототипный термоядерный реактор ДЕМО для:

- развития и проверки технологической и индустриальной базы,

- проверки надёжности, безопасности и влияния на экологию планируемой термоядерной электростанции (ТЯЭС)

- оценки экономических характеристик ТЯЭС

Начало строительства ДЕМО без прохождения первого этапа вряд ли имеет смысл, если только по каким-то обстоятельствам не возникнет необходимость форсировать термоядерную программу (с увеличением риска ее реализации).

Строительство ДЕМО возможно в 20-ых или 30-ых годах следующего века в зависимости от успехов программы ИТЭР и сопутствующих программ.

Стадия III. Увеличение мощности термоядерных электро - или теплостанций до ~100 ГВт в отдельной стране или в регионе.

Темп роста термоядерной энергетики (как и других крупных энергосистем) в отдельной стране или регионе ограничивается вкладом в полную энергетику 10¸20% на начальном периоде продолжительностью около 30¸40 лет.

Период удвоения мощности термоядерной энергетики на третьей стадии, скорее всего, будет ограничен 7¸10 годами, необходимыми для налаживания промышленной инфраструктуры (производство сверхпроводников и бериллия, рефабрикация материалов, переработка и захоронение отходов и т. д.).

III. Путь России к термоядерной энергетике

В течение последних десятилетий развитие исследований по управляемому термоядерному синтезу проводились в России в тесном международном сотрудничестве. Полученные результаты позволили накопить обширную базу физических данных и внедрить в опытное производство серию принципиальных технологий, необходимых для строительства термоядерного реактора.

Особенно плодотворным было участие в разработке технического проекта международного реактора ИТЭР, в результате которого Россия приобрела полную проектную документацию по техническому проекту термоядерного реактора и всех его систем; проект площадки; расчетные и экспериментальные обоснования всех элементов реактора; физическую базу данных, полученную в дорогостоящих экспериментах на крупных установках во всех странах-участницах. Дальнейшее участие в создании и эксплуатации ИТЭР позволит получить опыт и базу данных для создания серии промышленных технологий, необходимых для строительства ДЕМО и последующих ТЯР.

Темпы развития термоядерной энергетики будут зависеть от запроса на нее различными регионами, не ограниченными только Россией. Возможности выхода России на международный энергетический рынок в XXI веке зависит в первую очередь от ее последовательного участия в проектировании и реализации термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО.

Срочное финансирование - залог успеха сооружения ITER

На состоявшемся в марте 2001 г. в Торонто заседании Совета ITER председатель Технического комитета проекта профессор Фудживара заявил, что проект Международного термоядерного экспериментального реактора готов для принятия решения о его сооружении.

"Работа над проектом практически завершена, - пояснил начальник отдела термоядерных исследований министерства РФ по атомной энергии Лев Голубчиков. - Закончены основные научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, идет подготовка заключительного отчета. На первый план теперь вышел вопрос о выборе места строительства ITER. Вероятно, соответствующие переговоры, по предварительному приглашению российской стороны, можно будет начать в конце мая 2001 г. в Москве. В настоящее время площадки для строительства готовятся во Франции, Японии и Канаде. Вполне возможно, что в случае успешного завершения всех переговоров работы по сооружению ITER начнутся с 1 января 2003 года".

Как уже сообщалось, в октябре 2000 г. физики сделали еще одну попытку реализовать 50-летнюю мечту о неисчерпаемом источнике энергии, в котором идут те же реакции, что на Солнце. Физики представили окончательный проект Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) и предупредили правительства стран-участниц, что если те не найдут 3,5 млрд. ЕВРО (2 млрд. ф. ст.) на его сооружение, то с мечтой о термоядерном синтезе можно распрощаться.

Международный проект термоядерного синтеза последние два года находился в очень сложном состоянии даже после того, как страны-участницы снизили наполовину начальную стоимость, равную 7 млрд. ЕВРО. За это время исследователи значительно уменьшили свои запросы. Выступая в Сорренто на конференции МАГАТЭ в октябре 2000 г., Е. Велихов, ведущий российский термоядерщик, заявил, что если в скором времени не будет решения о начале строительства, то перспектива ITER выглядит весьма мрачной. По мнению У. Финци, координатора Еврокомиссии по вопросам энергетики и экологии, отказ правительств поддержать новую конструкцию реактора практически равносилен прекращению термоядерных исследований.

В 1986 г. США, Европа, Япония и Советский Союз начали совместные работы по термоядерному синтезу, но к 1998 г., когда был завершен проектный этап Международного термоядерного экспериментального реактора, политический климат радикально изменился. США сократили поддержку проекта вдвое, а у России оказалось мало денег.

В 1999 г. США вышли из проекта, и исследователям - европейским, японским и российским, пришлось урезать масштабы конструкции с уменьшением капитальных затрат в два раза. Финци указал, что эти затраты, если их распределить на 10 лет, составят всего 25% от суммы в 1,4 млрд. ЕВРО, которая сейчас ежегодно тратится на термояд. Вне конференции Финци активно готовит почву для переговоров 2001 г. о распределении финансирования между Европой и Японией.

Принцип усеченной конструкции ITER остается прежним: внутри большого тора, известного под названием "Токамак", мощные магнитные поля удерживают плазму изотопов водорода, дейтерия и трития. При рабочей температуре свыше 100 млн. градусов ядра дейтерия и трития вступают в реакцию синтеза с образованием a -частиц и нейтронов; α - частицы подогревают плазму, а энергия нейтронов может быть утилизирована.

В новой конструкции первоначальные размеры уменьшены (см. табл.). Расчетная выходная мощность снижена с 1500 МВт до 500 МВт, объем плазмы - с 2000 м³ до 837 м³. Принципиально, что реактор более не рассчитан на "зажигание" плазмы, то есть, на режим, в котором энергия a -частиц достаточна для поддержания рабочей температуры, так что дополнительно подогревать плазму не требуется. Новая цель - обеспечить a -подогревом 67% плазменной энергии - процент, который не достигается ни на одном из небольших действующих Токамаков.

Основные параметры ITER

Несмотря на необходимость внешнего подогрева, урезанный ITER все же должен производить энергии в 10 раз больше потребляемой. Никакой другой Токамак до сих пор не давал избыточной мощности, хотя реактор JET (Кулхем, Оксфордшир) был к этому близок. В экспериментах на JET за последние месяцы регистрировались в продолжение 5 секунд режимы, в которых давление и плотность плазмы, а также параметры удержания, достигают значений, нужных для ITER. По мнению руководителя JET Ж. Помела, достигнут прогресс по всем направлениям, это значит, что ITER будет работать.

Кроме технических проблем остается еще открытым вопрос о размещении ITER. В списке мест-кандидатов: Кадараш на Юге Франции и три пункта в Японии. Однако Канада, ассоциированный член проекта, предложила строить ITER рядом с действующим ядерным комплексом в Кларингтоне, западнее Торонто. Достоинства этого предложения: во-первых, в комплексе нарабатывают тритий, во-вторых, достигается компромисс между Европой и Японией. Вдобавок разработчики ITER надеются, что такое его географическое положение подвигнет ША присоединиться к проекту. Кроме того, площадка имеет практически всю готовую инфраструктуру для строительства термоядерного реактора: крупнейший в Северной Америке цементный завод, подъездные пути, морской порт, энергоснабжение.

Проект ИТЭР - тяжелое настоящее для счастливого будущего и участие России в нем

На сегодня международными усилиями разработан технический проект ИТЭР. Страны, которые участвовали в его разработке, убедились в том, что перед строительством реальной станции надо делать опытный термоядерный реактор (ОТР). У нас в России был такой проект, и он, между прочим, был доведен до стадии технического проекта, т.е. был подтвержден НИОКРом (научно-исследовательской опытно-конструкторской работой). Подобные разработки были и в США, и в Европе, и в Японии. Все они очень похожи. Но стоимость проекта на сегодня -  четыре миллиарда долларов, и его трудно реализовать любой из этих стран в одиночку. И, тем более, речь идет не об энергетическом реакторе, а об опытном, т.е. предстоит еще завершить всю научную часть по использованным в нем технологиям. И тогда еще Советским Союзом в 1985 году была проявлена инициатива - объединить усилия.

Руководитель нашей страны в то время М.С. Горбачев в ходе своей поездки во Францию предложил это президенту Миттерану, тот одобрил, потом присоединились остальные участники. И с 1988 года по 1990-й началась реальная работа. Был сделан эскизный проект. Потом опять полтора года шли переговоры. А с 1992 года начался крупный этап технического проекта ИТЭР с обеспечением его НИОКРом.
Все мы помним, какое это было трудное для России время - экономика разваливалась, все наши предприятия, институты, и НИИЭФа в том числе, оказались почти без средств. Зарплаты не было. А тут надо выполнять международное обязательство. И это наше счастье, что в тех тяжелейших условиях родной Минатом этому проекту уделял огромное внимание. Все министры, руководившие тогда атомной отраслью, как один поддерживали этот проект. Потому что очень высокий приоритет у ИТЭРа. А в результате получилось, что в 2001 году, когда формально закончилась разработка технического проекта и международная команда подводила итоги и оценивала вклад каждого участника, оказалось, что вклад России в проект составляет 17%. У США были те же самые 17%, остальное поделили между собой Европа и Япония  - де-то по 33%. Я думаю, что именно то, что США не смогли стать лидером проекта, и послужило причиной временного выхода Америки из ИТЭР. Но сейчас американцы опять вернулись. Наш вклад стал для России козырной картой и дает нам хороший шанс при строительстве реактора: на переговорах голос России звучит полноценно и авторитетно. На стадии строительства вклад России будет составлять 10%, как и вклад других стран-участниц. И только страна-хозяйка, на чьей территории будет строиться реактор, должна внести чуть ли не половину средств за счет стоимости инфраструктуры.

Российские 10% - это не денежный вклад. Это освоение денег здесь, в нашей российской промышленности, и поставка готовых элементов, компонентов реактора на площадку строительства. Ныне действующая Федеральная целевая программа направлена на подготовку российских предприятий в поставке оборудования на ИТЭР. И мы нашу промышленность, как можем, готовим. Опять-таки сверхпроводящая часть -  это особый разговор, нужно построить завод в г. Глазове (Удмуртия), еще кое-что сделать.  Также по основным ключевым технологиям мы собираемся поставлять на термоядерный реактор оборудование, как это мы и делали на НИОКРе. Это даст возможность России участвовать в самом крупном, наукоемком проекте века. Другого проекта такого масштаба нет. Даже  международная космическая станция пониже уровнем, чем ИТЭР. Неслучайно все страны мира хотят участвовать в ИТЭРе. Индия хочет войти, Бразилия. Потому что всем понятно, что это - будущее энергетики. И что бы ни говорили, но завтра-послезавтра закончатся нефть и газ. Ну и что тогда будем делать?! Остается только ядерная и термоядерная энергетика. У термоядерной есть огромное преимущество перед ядерной. Оно связано с тем, что у термояда нет никаких долгоживущих радиоактивных отходов. То есть, нет проблемы захоронения отходов. Ну а ресурсов на миллионы лет хватит. И это мнение независимых экспертов.

ИТЭР - это шаг, причем последний шаг на пути к термояду. И после этого все страны собираются строить так называемые ДЕМО - демонстрационные коммерческие термоядерные реакторы. Но это, наверное, будет в середине нынешнего века. А физический пуск будет осуществлен уже без нас, следующим поколением.

Я думаю, что у ИТЭРа счастливое будущее. К сожалению, у проекта тяжелое настоящее. Да, сейчас идет конкурентная борьба между Европой, конкретно - Францией, и Японией за место для площадки ИТЭРа. Европа и Япония борются за что, чтобы потратить свои 2 миллиарда долларов. Борьба идет не на жизнь, а на смерть, можно сказать. Иметь такой супернаучный, хотя и прикладной проект на своей территории столько лет - это очень престижно! В течение всех прошедших лет лучшие умы планеты в этой области коллективно делали проект.
Мнения участников разделились: трое - за Францию и трое - за Японию, включая самих участников, конечно. А проекты эти уникальные, соглашение о строительстве и эксплуатации этого объекта рассчитано на 30 лет. Подобных прецедентов, чтобы научно-техническое соглашение с такими серьезными инвестициями действовало 30 лет,  в мире еще не было. Поэтому все справедливо считают, что нужен в этом споре консенсус. Допустим, даже если бы голосование разрешилось в пользу Франции, это было бы все равно неприемлемо, потому что должно быть единогласие, иначе есть угроза развала проекта. В этом вопросе мы не можем влиять ни на французов, ни на японцев, да и никто не может. Они должны договориться между собой сами. Переговоры идут уже год. Но согласия, к сожалению, нет. Хотя, впрочем, есть положительный сигнал.

Мы как участники проекта получим все знания, реализованные в нем. Это одно из очень важных условий соглашения о строительстве ИТЭР: страна-участник получает доступ ко всем знаниям и технологиям, вложенным в этот проект. Это выгодно для всех вместе и каждого в отдельности. При вкладе в 10% - получить 100% знание. Вот такой уникальный проект: со светлым будущим, но с тяжелым настоящим.

У нас есть ключевые институты, которые отвечают за группу вопросов по проекту ИТЭР. Курчатовский институт обеспечивает физику реактора, системы нагрева и диагностики. Институт им. Бочвара (ВНИИНМ) - материалы, включая сверхпроводящие, и тритиевые технологии. Институт им. Доллежаля (НИКИЭТ) работал над ядерными технологиями, а наш институт НИИЭФА обеспечивал электрофизические технологии. За каждым из этих направлений стоит очень много задач. В составе российской дирекции есть представители всех этих институтов и, конечно, Росатома. А всего более 200 российских организаций вовлечены в проект. Это НИИ и КБ, вузы - у них хорошая наука, участвуют и промышленные предприятия.

Кроме того, НИКИЭТовцы в кооперации сделали так называемый порт-лимитер. Это ограничитель размера плазмы на стадии ее формирования. Очень сложная вещь! Тут и наши космические фирмы были привлечены к разработке, помимо собственно ядерных предприятий. Но все успешно сделали и испытали. И это тоже наше огромное достижение.

Нужно ли в России строить экспериментальный термоядерный реактор?

В практической части моей исследовательской работы я провел социологический опрос общественного мнения среди школьников и взрослого населения города Балакова по вопросу: «Нужно ли в России строить экспериментальный термоядерный реактор?» Всего было опрошено 150 посетителей Информационного Центра Балаковской АЭС. Каждый участник опроса высказал свое мнение по развитию управляемого термоядерного синтеза и строительству первого в мире термоядерного реактора ИТЭР. Очень приятно, что люди разных профессий знают основные аспекты термоядерного синтеза, знакомы с  непростой ситуацией близящегося энергетического кризиса, который ставит под вопрос наше дальнейшее существование как разумной цивилизации. В ближайшем будущем нам необходим альтернативный источник энергии. Такой источник – термоядерная энергетика. Это неисчерпаемый, абсолютно нерадиоактивный, безопасный источник. Все 150 опрошенных людей ответили, что в России надо строить экспериментальный термоядерный реактор.

Кроме опроса я провел также анкетирование с целью узнать, какой реактор (атомный или термоядерный) на их взгляд экологически чище, или же и тот и другой не безопасны - узнать их мнение по этому поводу; нужно ли в мире строить экспериментальный термоядерный реактор, и какая страна полностью готова на своей территории приручить термояд; перейдет ли вообще мировая энергетика на новый вид энергетики (термоядерной), будет ли успешным сооружение ИТЭРа?

Результаты анкет участников

 

 

 

 

 

           

Понятно, что большинство выбрало для строительства на своей территории термоядерного реактора Европейский союз, так как, во-первых: ЕС самый богатый участник проекта, во-вторых: город, выбранный для строительства реактора – Кадараш – сильный научный фундамент Европы в термоядерных исследованиях. Европа является домом для самого большого в мире сегодня термоядерного реактора Joint European Torus вблизи Оксфорда (Англия), имеет самую большую в мире программу термоядерных исследований, равную аналогичным программам США и Японии вместе взятых. Кроме того, французская система здравоохранения была признана в 2000 г. Мировой Организацией Здоровья одной из самых эффективных и передовых в мире, множество городов и поселков в окрестностях ИТЭРа предлагают широкое разнообразие стилей жизни между урбанистическим и боле сельским, французское государство удовлетворит любые требования в системе образования: нужно только выбрать. Одним словом - Франция полностью готова принять иностранных специалистов для работы.

Термоядерный синтез - это дешевый и экологически безопасный способ добычи энергии. На основе ИТЭР будут отрабатываться технологии для создания коммерческой термоядерной электростанции.

Заключение

Таким образом, термоядерная энергетика - это потенциальный кандидат для базовой энергетики будущего. Термояд имеет практически неограниченные запасы топлива и других материалов, используемых при производстве энергии. Существует принципиальная возможность создания низкоактивируемых конструкционных материалов, которые будут "остывать" за время нескольких десятков лет и затем смогут быть переработаны и использованы вновь. Безопасность термоядерного реактора на много порядков превосходит безопасность ядерных электростанций деления.

Основным недостатком термоядерных реакторов является технологическая сложность осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции. Системы с магнитным удержанием требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек, глубокого вакуума и чистоты стенок реактора, умения утилизировать высокие тепловые и нейтронные потоки, дистанционного обслуживания реактора. Импульсные системы требуют развития эффективных драйверов, способных сконцентрировать мощности свыше 10¹⁴ Вт/см² и равномерно облучать миллиметровые мишени, изготовленные с большой точностью.

Почти во всех направлениях происходит непрерывный и уверенный прогресс. Токамаки достигли термоядерного выхода Q ~ 1 и показали принципиальную возможность стать прототипом магнитного термоядерного реактора. Не вызывает сомнений, что установка следующего поколения достигнет условий зажигания и будет производить термоядерную мощность на уровне 1 ГВт. Проект международного реактора-Токамака ИТЭР показал, что такая машина может быть построена при современном уровне развития технологии и будет способна провести физические и ядерно-технологические испытания, необходимые для создания первой опытной термоядерной электростанции. Ожидается, что ИТЭР начнет работу в 2010-2011 г и закончит свою программу к 2030-2031 г. К этому времени может быть построена и первая опытная термоядерная электростанция на основе Токамака.

Очень важно сохранять устойчивость и широту исследований в области освоения ядерных реакций синтеза и создавать условия, позволяющие непрерывный технологический прогресс в этом направлении. Это является совершенно необходимым условием готовности термоядерной энергетики к середине следующего века.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Литература

1.      Б.Л. Альтшуллер “О научных трудах А.Д. Сахарова” Успехи Физических Наук, 1991, т.161

2.      Арцимович Л. А., Управляемые термоядерные реакции, 2 изд., М., 1963

3.      П.Т. Асташенков “Подвиг академика Курчатова”. М., “Знание”, 1979. (Творцы науки и техники).

4.      Капица П. Л., Свободный плазменный шнур в высокочастотном поле при высоком давлении, «Журнал экспериментальной и теоретической физики», 1969, т. 57, в. 6(12)

5.      Лукьянов С. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, М., 1975

6.      Макаров А.А. ИЭИ РАН. “Новые тенденции и интеграционные эффекты в развитии мировой энергетики”. 1998 г.

7.      Роуз Д., Управляемый термоядерный синтез. (Результаты и общие перспективы), «Успехи физических наук», 1972, т. 107, в. 1, с. 99

8.      Сахаров А. Д., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2

9.      Тамм И. Е., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958

10. Феоктистов Л.П. Успехи Физических Наук “Безопасность - ключевой момент возрождения ядерной энергетики”, 1993 г. Том 163, № 8.

11. Франк - Каменецкий Д. А., Физические процессы внутри звезд, М., 1959

12. Лазеры и термоядерная проблема, под ред. Б. Б. Кадомцева, М., 1974

13. Музей атомной отрасли

14. Термоядерные реакции, в кн.: Проблемы современной физики, М., 1954, в. 1

15. Энциклопедия для детей. Том16. ФИЗИКА. Ч. 2. Электричество и магнетизм. Термодинамика и квантовая механика. Физика ядра и элементарных частиц / Глав. ред. В. А. Володин.- М.: Аванта+,2001.- 432 с.: ил.

16. Ribe F. L., Fusion reactor systems, «Reviews of Modern Physics», 1975, v. 47, №1

17. Furth H. P., Tokamak Research, «Nuclear Fusion», 1975, v. 15, № 3

18. Ashby D. Е., Laser fusion, «Journal of the British Nuclear Energy Society», 1975, № 4

19. Fowler W. A., Caughlan G. R., Zimmerman В. A., «Annual Review of Astronomy and Astrophysics», 1967, v. 5, p. 525