Как люди пытаются освоить термоядерный синтез и почему проект ИТЭР играет в этом ключевую роль
В 60-е годы ХХ века потребности человечества в энергии выросли. Чтобы удовлетворить их, ученые обратились к идее освоения термоядерной энергии. Она получается в результате слияния легких атомов в более тяжелые. Энергия звезд. N + 1 вместе с ГК «Росатом» разобрались, куда сегодня зашли эти идеи и где в них место проекту ИТЭР.
Содержания изотопа водорода дейтерия в океанах хватит на 150 миллионов лет потребления цивилизацией. Реакция слияния изотопов водорода в гелий примерно в 5 миллионов раз более энергоемка, нежели горение углеводородов. В середине прошлого века идея казалось понятной и простой. Перед учеными маячила перспектива почти мгновенной разработки и освоения другой атомной энергии — деления.
К середине ХХ века дейтерий активно использовали в лабораторной физике и химии, но получению из него энергии мешали физические сложности. Наиболее простой способ — ядерная реакция слияния (или синтеза) D +T -> He4 + n + 17,6 МэВ, где D и T — тяжелые изотопы водорода, He4 — получившийся обычный гелий, n — нейтрон и 17,6 — выделившаяся энергия.
К сожалению, в отличие от химической, в пробирке такая реакция не происходит. Зато неплохо идет, если смесь трития и дейтерия нагреть до 100 и более миллионов градусов. Тогда атомы начинают двигаться с такой скоростью, что при столкновении по инерции преодолевают силы кулоновского отталкивания и сливаются в гелий. Энергия выделяется в виде осколков: очень быстрого нейтрона, уносящего 80 процентов энергии, и чуть менее быстрого ядра гелия (альфа-частицы). Разумеется, при «рабочей» температуре все вещество — плазма, состоящая из ионов и электронов. Любой осевший электрон будет потерян при первом же столкновении столь энергично движущегося вещества.
За 1950-е и 1960-е годы были выдвинуты десятки предложений, как именно должен выглядеть реактор с такой плазмой. В основном речь шла об удержании плазмы из дейтерия и трития магнитным полем различных конфигураций, а также балансировкой утечки тепла искусственным подогревом различными методами и выделяющейся термоядерной энергией. Физики придумали линейные разряды с самообжимом Z-pinch, цилиндрические магнитные «емкости» с открытыми концами «открытые ловушки», тороидальные камеры с магнитными катушками «токамаки», петлевые «стеллараторы», варианты с самоподдерживаемыми вихрями — сферомаки и FRC и множество других.
Быстро выяснилось, что физика установок очень непроста. Ученые столкнулись с тремя главными проблемами:
В 1968 году советские ученые заявили, что в тороидальной плазменной ловушке типа ТОКАМАК, изобретенной пятнадцатью годами ранее Андреем Сахаровым и Игорем Таммом, вещество удалось нагреть до 10 миллионов градусов. Это значение температуры в несколько раз превышало рекорды других установок. Начавшая подувядать идея освоения термоядерной энергии, к тому моменту 15 лет барахтавшаяся в проблемах, получила второе дыхание. Токамаки по советским лекалам начали строить по всему миру. К 1978 году американские, европейские, советские и японские токамаки, соревнуясь между собой, достигли рубежа в 100 миллионов градусов — пусть при плотности, недостаточной для обеспечения баланса самоподдерживающегося горения, пусть на десятки миллисекунд — но достигли.
В 1982 в немецком токамаке ASDEX открыли H-режим (H-mode) — явление, когда внутренняя турбулентность в плазменном шнуре теплоизолирует его центральную часть и позволяет более «дешево» получать нужную температуру и давление. Следующее поколение токамаков, построенное к концу 1980-х, европейский JET и американский TFTR, впервые в истории человечества получило ощутимые мощности управляемого термоядерного горения — 16 и 10 мегаватт. Это была скорее демонстрация возможностей, нежели веха. Стало понятно, что основные физические сложности наконец преодолены.
Именно в этот момент рождается идея ИТЭР (ITER — акроним от «международный термоядерный экспериментальный реактор»). Это первый токамак, на котором должна быть получена промышленная термоядерная мощность (до 500 мегаватт) в течении промышленного же времени (400 секунд — это число могло быть и больше, но увеличило бы расходы на установку).
Однако есть проблема. ИТЭР — это самая сложная машина в мире. Она включает более миллиона компонентов, большинство из которых должны быть произведены с характеристиками, превышающие рекорды начала 1990-х. Как следствие, это и самая дорогая научная установка в мире, расходы на создание и поддержание работы которой не способна позволить себе ни одна страна. Именно поэтому ИТЭР собирается силами 35 стран мира: Индии, Китая, России, США, Японии, Южной Кореи и 28 участников Евросоюза. От начала строительства в 2009 году до достижения результата в 500 мегаватт процесс создания установки должен занять не менее 26 лет.
Как наука пришла к такому проекту как ИТЭР, если история токамаков — это история непрерывного роста характеристик, победы над проблемами и конкурирующими концептами?
Виновата физика. Плазменные неустойчивости были побеждены ценой существенного превышения давления магнитного поля над давлением плазмы. В частности, в ИТЭР эти цифры составят примерно 50 и 5 атмосфер. Это означает необходимость установить грандиозные магниты и системы питания для них. Кроме того, физика плазмы требует прецизионного расположения магнитов относительно друг друга. Точность должна составлять порядка 0,5 миллиметра при размерах реактора 25х25 метров. Теплоизоляция, в свою очередь, достигается увеличением размера машины. В результате возникает необходимость создания множества деталей исполинских размеров и веса с лучше, чем рекордной, точностью.
Прогресс токамаков предыдущих поколений был достигнут с помощью новых систем нагрева плазмы и контроля тока — резонансных радиочастотных и инжекторов быстрых нейтральных (неионизированных) атомов. Для ИТЭР эти подсистемы сами по себе тянут на крупнейшие научные проекты.
Тем удивительнее, что сложная, дорогая, не приносящая прямой отдачи научная установка выжила и прошла через 20 лет проектирования и разработок, 11 лет строительства, добравшись в 2020 до начала сборки реактора. Давайте посмотрим, как и из чего состоит ИТЭР и какие инженерные чудеса воплощены в его деталях.
Для магнитов существует специальная метрика, показывающая их инженерную «крутость» — это произведение квадрата достигаемой индукции B2 на объем поля V. По этому параметру из 40 основных магнитов ИТЭР первые места займут 38, и только два уступят магнитам других грандиозных научных установок (например, детектора ATLAS Большого Адронного Коллайдера). Для достижения необходимого давления магнитного поля на плазму пришлось отстроить целую индустрию для производства больших сверхпроводящих магнитов.
В частности, низкотемпературный сверхпроводник NbSn3 (станнид ниобия) до ИТЭР использовался только в лабораторных установках, а для проекта понадобилось бы 15 годовых объемов производства этого материала в мире. Сверхпроводящие магниты тороидального поля TF, составляющие основу магнитной «клетки», образованы 134 витками кабеля с током 68 тысяч ампер. Похожими параметрами обладают 6 сегментов центрального соленоида CS, используемого для создания кругового тока в плазме, которым она «отталкивается» от тороидального поля. Масса каждого магнита TF — 320 тонн. Запредельный вес связан с электромагнитными силами между магнитами и плазмой, которые достигают 40 тысяч тонн — при том, что отклоняться форме магнитов разрешено всего на 5 миллиметров. Для противостояния этим силам используется мощная стальная клетка, куда помещается сверхпроводящий кабель.
В конструкции токамака также используются шесть полоидальных магнитов. Это кольца диаметром от 10 до 24 метров, в каждом из которых уложено несколько сот витков кабеля с током 45 тысяч ампер.
Требования к магнитам ИТЭР по мощности поля оказались столь высоки, что потребовалось использовать новый сверхпроводящий материал — станнид ниобия Nb3Sn, который прежде встречался только в лабораториях. Все участники ИТЭР, в том числе Россия, захотели освоить производство нитей и кабелей из этого материала. В нашей стране на Чепецком Механическом Заводе было создано производство стрендов (нитей) из Nb3Sn и другого сверхпроводника NbTi. ВНИИКП занялся сборкой кабелей. В ИФВЭ была построена линия затягивания кабелей в 700-метровые силовые оболочки. Курчатовский институт отвечал за вакуумные испытания, а АО «НИИЭФА» и Средне-невский судостроительный завод — за полное производство и сборку одного из магнитов ИТЭР — PF1.
Магниты ИТЭР выбраны сверхпроводящими, поскольку медная система потребляла бы более 2 гигаватт электрической мощности. Однако и сверхпроводящие магниты ИТЭР нуждаются в питании — прежде всего катушки центрального соленоида и полоидального поля, резко меняющие ток в процессе зажигания и поддержания плазмы. Для этого на площадке будет установлено три комплекса с более чем 40 инверторными системами мощностью до 90 мегаватт. Они будут подавать необходимый ток в сверхпроводящие магниты.
Инверторы будут связаны с магнитами протяженной системой алюминиевых токопроводов, оборудованы мощнейшей быстродействующей защитой и резисторами, снимающими с магнитов энергию в случае потери сверхпроводящего состояния. Токопроводы, резисторы и быстродействующую коммутацию, как часть вклада России в ИТЭР, поставляет АО «НИИЭФА».
Все конструкции камеры реактора и его магнитной системы будут установлены в специальном вакуумном сосуде — криостате. Задача вакуума — теплоизоляция горячих частей машины (камеры с плазмой) от холодных — сверхпроводящих магнитов. В вакууме это сделать не так сложно — достаточно поставить между этими частями отражающие ИК-излучение экраны.
Еще вакуум нужен для очистки топливной смеси перед зажиганием плазмы. Для теплоизоляции плазмы она должна быть чище, чем 10 атомов примесей на миллион атомов дейтерия и трития. Учитывая низкое исходное давление газа (при нагревании от комнатной температуры до 100 миллионов градусов Цельсия ее давление вырастет примерно в миллион раз) парциальные давления примесных газов должны составить 10-8 Паскалей, то есть ультравысокий вакуум, до получения которого и откачивается камера перед пуском.
Обеспечение охлаждения магнитов, их тепловых экранов, криосорбционных насосов ультравысокого вакуума будет осуществляться специальным заводом криогенных жидкостей, расположенным в соседнем здании. Это будет самая большая в мире холодильная установка, если считать по отводимой на температуре 4 Кельвина тепловой мощности.
Задача ИТЭР — достижение термоядерной мощности плазмы в 10 раз большей, чем мощность подогрева плазмы внешними системами. Подогрев, а точнее управление профилем температуры и тока в плазменном шнуре будет осуществляться тремя системами. Две из них радиочастотные и одна — инжекция нейтральных частиц. К первой плазме успевает только одна — система электронно-циклотронного радиочастотного нагрева (ECRH). Остальные должны быть установлены в ходе постепенного апгрейда и наращивания установки между 2025 и 2035 годами.
ECRH — это радиоизлучение частотой 170 ГГц, поглощающееся электронами плазмы. 24 мегаватта излучения будет создаваться 24 мощными радиолампами — гиротронами, четыре из которых спроектированы, испытаны и поставляются Россией. Для ИТЭР пришлось решить задачу увеличения продолжительности работы мегаваттных гиротронов с пяти до минимум 1000 секунд. Для этого, например, были придуманы алмазные окна для выпуска излучения. На эту подсистему возложена и задача запуска токамака: радиоизлучение будет пробивать газ и превращать его в плазму в начале цикла работы.
ECRH будет дополнена ионно-циклотронной системой (ICRH), так же на радиолампах, однако работающих на частоте 45 мегагерц. Эта подсистема более «конвенциальна», но имеет сложное антенное устройство, направляющее излучение в плазму. Его отработка сейчас ведется на французском токамаке WEST.
Наконец, самой наукоемкой системой станут инжекторы нейтральных частиц, «вдувающих» в плазму «ветер» из дейтерия, летящего на скорости ~1 процента от скорости света. Чтобы получить такой «ветер», необходимо выполнить множество операций. Каждый инжектор состоит из мощнейшего источника положительно заряженных частиц, электростатического ускорителя с потенциалом 1 мегавольт, нейтрализатора и ловушки недонейтрализованных ионов. Гораздо проще (хотя все равно непростой) была бы система из источника ионов и ускорителя, однако магнитное поле, которое удерживает заряженные частицы внутри, не пускает их и снаружи. Отсюда необходимость в превращении ионов в нейтральные атомы. Инжекторы ИТЭР будут сочетать в себе рекордное напряжение в 1 мегавольт с рекордным же током частиц до нейтрализации в 40 ампер.
Чтобы узнать больше об атомной промышленности — переходите на www.atom75.ru.
Еще одним инженерным чудом в составе ИТЭР должны стать диагностические системы. Всего планируется 47 систем, которые будут измерять температуру электронов и ионов, профиль тока и магнитных полей, электромагнитное и нейтронное излучение плазмы, состав ионизированных и нейтральных примесей, равно как и множество других параметров. Они будут собраны в два десятка так называемых «диагностических сборок» — конструкций весом в несколько десятков тонн, которые будут вставлены в порты, предоставляющие доступ к плазме.
Три диагностические сборки и девять научных приборов будут созданы в России. В частности, можно отметить новый цех с «чистой комнатой», сданный в прошлом году в Институте Ядерной Физики под Новосибирском. Там будет собираться диагностическая сборка EP11 длиной 20 метров и весом 150 тонн, включающая восемь научных приборов из четырех стран. Эта сборку первой установят на реакторе. Она будет необходима с первого же запуска для контроля параметров плазмы.
Сложность этих сборок определяется не только передовыми метрологическими параметрами приборов, но и необходимостью работать в условиях сильнейшей нейтронной и гамма-радиации, мощного нагрева и наводимых плазменным шнуром токов, текущих по всем металлическим элементам конструкции. Речь идет о нежной оптике или прецизионных антеннах для микроволн, миллиметровых коллиматорах нейтронного излучения и подобных конструкциях.
И раз уж мы заговорили о нейтронной и гамма радиации, необходимо упомянуть несколько аспектов этого явления. Часть энергии термоядерного синтеза для реакции DT выделяется в виде быстролетящих нейтронов, которые порождают вторичное гамма-излучение и активируют материалы конструкции реактора. Поэтому в плане подходов к безопасности промышленный термоядерный реактор будет ядерной установкой. Однако, в отличии от реакторов деления, ТЯР не создает отработанного ядерного топлива, и объем радионуклидов, оставшихся после жизненного цикла ТЯР, будет в тысячи раз меньше, нежели от традиционного реактора АЭС сопоставимой мощности.
В основном это будут активированные элементы конструкции токамака. При правильном подборе материалов, из которых они изготовлены, можно добиться того, что примерно через 100 лет выдерживания после окончания работы основная масса конструкций потеряет радиоактивность и станет полностью безопасной. В перспективе существует и более безопасные термоядерные реакции — слияния гелия 3 с дейтерием и бора с водородом. Они обладают соответственно в тысячу и десятки тысяч меньшим нейтронным потоком, но требуют для горения недостижимые сегодня условия по температуре и давлению плазмы.
ИТЭР не производит впечатления прототипа окупаемой электростанции настоящего. Несмотря на существенную косвенную отдачу проекта (многие разработки для ИТЭР находят свое применение в «гражданских» отраслях), коммерческое использование термоядерной энергии сегодня выглядит перспективой далекого будущего.
Однако это иллюзия. Сумма технологий и знаний о термоядерной плазме и машинах для работы с ней непрерывно растет. В какой-то момент их станет достаточно, чтобы термоядерная энергетика была вписана в рутинный процесс коммерческого инвестирования в развитие технологии. Проект ИТЭР станет важнейшей вехой на пути к этой цели.