В Курчатовском институте завершается модернизация токамака Т-15 — прототипа будущих гибридных реакторов.
Территория Курчатовского института занимает более сотни строго охраняемых гектаров. После дотошного — с изучением содержимого багажа и бардачка — досмотра на въезде нам пришлось снова сесть в машину, чтобы добраться до расположенного в глубине территории высокого ангара. «Место здесь такое — «намоленное» для всего термоядерного сообщества», — рассказал нам Петр Павлович Хвостенко, научный руководитель Курчатовского комплекса термоядерной энергетики и плазменных технологий.
Именно в этом здании в конце 1950-х годов был сооружен первый в мире токамак, а в 1979 году заработал Т-7, в котором мощное магнитное поле впервые создавалось катушками из сверхпроводников. В 1988-м, готовясь к строительству международного термоядерного реактора ITER, здесь запустили Т-15, показав возможность применения в установках реакторного масштаба сверхпроводящих магнитов из сплава ниобий-олово. Теперь, когда во Франции вовсю идут работы над ITER, сам Т-15 прошел модернизацию.
Теплеющий реактор
«Такой подход принят во всем мире, — объясняет Петр Хвостенко, который пришел в институт еще во времена триумфального пуска установки Т-7, а теперь руководит постройкой модернизированной Т-15 (Т-15МД). — Модернизация состояла в создании полностью новой электромагнитной системы и вакуумной камеры, новой мощной системы электропитания — то есть, по сути, в создании полностью нового токамака».
Наш эксперт: Петр Павлович Хвостенко, доктор технических наук, научный руководитель Курчатовского комплекса термоядерной энергетики и плазменных технологий НИЦ «Курчатовский институт».
«В свою очередь, и Т-15 когда-то строился как «модернизированный» вариант токамака Т-10М, — продолжает Петр Павлович. — То же можно сказать и о многих установках в других странах: строящийся в Японии «холодный» реактор JT60SA имеет немного общего со своим «теплым» предшественником JT60». Сверхпроводящая магнитная система удержания плазмы требует криогенных температур, поэтому подобные установки и называют «холодными». В отличие от «холодного» токамака Т-15, новый Т-15МД будет «теплым»: 16 его магнитов сверхпроводимость не используют и охлаждения не требуют, их катушки намотаны из обычного медного проводника с добавлением менее чем 1% серебра. Такое «легирование» не ухудшило электропроводность, но сделало проводник прочным, как сталь. Если прежде механические нагрузки, возникающие при работе магнитной системы, попросту разрушали ее, то теперь «теплые» магниты из серебросодержащей меди способны создать и выдержать достаточно высокое магнитное поле в 2 тесла, необходимое для работы токамака с аспектным отношением (отношением внешнего и внутреннего радиусов плазменного шнура) 2,2.
Режим ITER
«У каждой страны — участницы проекта ITER должен быть собственный токамак, подходящий для отработки тех или иных элементов будущего большого международного реактора, — говорит Петр Хвостенко. — Для нас таким станет Т-15МД, способный работать также в «режиме ITER», при котором аспектное отношение составляет 3,1». Даже умеренное по меркам термоядерной физики магнитное поле в 2 Т позволит удерживать плазму 30-секундными разрядами. За это время ее конфигурация стабилизируется, позволяя полноценно имитировать работу будущего реактора ITER.
Стоит сказать, что рекорд удержания высокотемпературной плазмы на сегодня составляет немногим больше ста секунд. За это время плазменный шнур успевает загрязниться посторонними частицами, в результате чего разрушается. «Если плазма чистая и содержит только ионизированный водород, она практически прозрачна, — объясняет Петр Павлович. — Свечение появляется только из-за поступления примесей в разряд. Но поскольку очистить ее стопроцентно невозможно, внутри работающего реактора плазма светится».
Чтобы продлить существование плазмы, загрязненный поток направляют на специальный элемент реактора, дивертор. Он охлаждает и выводит ее наружу, а инжекторы впрыскивают в систему соответствующее количество свежего топлива. Дивертор ITER будет выложен толстыми вольфрамовыми плитами. Однако нагрузки, которые ему придется испытать, настолько велики, что не выдержит даже вольфрам. Поэтому дивертор дополняется мощными и сложными системами охлаждения. Российские физики считают, что для этого необходимо омывать его потоками жидкого лития, перераспределяя поток падающей мощности на диверторные пластины по большей площади, тем самым уменьшая тепловую нагрузку. Это решение как раз и предстоит отработать на токамаке Т-15МД, прежде чем масштабировать на по-настоящему большие установки, такие как ITER.
Термоядерное послезавтра
Многие специалисты считают, что именно за такими реакторами наше общее будущее. В самом деле, уже сегодня человечество ежегодно потребляет энергии на 13 млрд т в пересчете на массу сжигаемой нефти. В скором будущем население Земли увеличится еще на несколько миллиардов человек, и с учетом растущих запросов энергетические расходы могут повыситься до 40 млрд т «нефтяного эквивалента» в год. При этом доступные запасы нефти и газа подходят к концу. Угля хватило бы еще надолго, но на фоне разворачивающегося глобального потепления вряд ли стоит планировать введение в строй новых угольных электростанций.
Прогресс в области возобновляемой энергетики впечатляет, но ее мощностей в обозримой перспективе не хватит — да и не во всех регионах встречаются условия, подходящие для промышленной выработки энергии из ветра или солнечных лучей. «Как неоднократно говорил президент НИЦ «Курчатовский институт» М. В. Ковальчук, термояд тоже воплощает движение технологий в сторону более близких к природе решений. Фотосинтез в виде солнечных батарей мы уже в определенном смысле освоили. И то же касается атомной энергетики, — говорит Петр Хвостенко. — Цепная реакция распада требует появления достаточного количества концентрированного урана-235 — в природе такого не случается. А вот термоядерные реакции в недрах звезд идут постоянно».
Да и с топливом для термоядерных электростанций не предвидится никаких проблем. Для синтеза можно использовать ядра тяжелых изотопов водорода, дейтерия и трития. Первый в достаточном количестве содержится в морской воде и уже сегодня производится десятками тысяч тонн в год. Выделить его можно электролизом: под действием тока тяжелый атом водорода отделяется от кислорода чуть хуже, чем обычный. Тритий же получают в ядерных реакторах, облучая мишени лития-6 — природные запасы лития содержат около 7,5% этого изотопа. Сложность лишь в том, что для выработки энергии из слияния изотопов водорода их придется нагреть выше 150 млн градусов.
Слияние станций
Классическая термоядерная реакция может приносить энергию лишь при соблюдении критерия Лоусона, который определяется плотностью, температурой плазмы и временем удержания. Могучая гравитация Солнца создает в его недрах огромное давление, и за счет такой плотности (немногим выше, чем у воды) слияние ядер происходит уже при 15 млн градусов. Сжать плазму в токамаке на Земле сложнее, здесь она получается на порядки более разреженной, и температуры ей требуются куда выше. Все эти сложности и задерживают появление полноценной термоядерной энергетики, создание которой тянется уже более 70 лет.
За это время стартовавшая немногим раньше атомная энергетика достигла впечатляющего прогресса: сегодня АЭС производят почти пятую часть всего электричества. Однако ресурсы урановой руды, подходящей для получения ядерного топлива, близятся к исчерпанию. Хотя сам уран является одним из самых распространенных металлов на Земле (в коре его примерно в тысячу раз больше золота), практически все это количество приходится на уран-238, который идет «в отвал» или в лучшем случае на создание бронебойных снарядов.
Противоположности сходятся
Еще шире урана-238 распространен торий-232: на тонну литосферы приходится 10 г этого изотопа, причем распределен он достаточно равномерно, так что теоретически наладить его добычу возможно в любом подходящем месте. К сожалению, для обычных ядерных реакторов торий в чистом виде не подойдет. Поэтому физики всего мира продолжают искать технологии, которые позволят использовать эти почти неисчерпаемые ресурсы для наработки ядерного топлива. На Белоярской АЭС уже действуют экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах, способные перерабатывать уран-238 и торий-232. Поможет и реактор Т-15МД: для этого ученые предусмотрели второй режим его эксплуатации.
Гибридный режим
«Все достаточно просто, — продолжает Петр Хвостенко. — Плазма окружается бланкетом, который заполнен, например, торием-232. Облучение его нейтронами дает уран-233. В качестве топлива для атомной реакции он даже выгоднее урана-235, поскольку не ведет к накоплению долгоживущих актинидов с периодами полураспада в сотни тысяч лет, которые приходится захоранивать. То количество актинидов, которые образуются из урана-235 в тепловых атомных реакторах, можно «пережигать» тут же, в том же бланкете. Мы получим элементы с периодом полураспада всего в сотни лет, и эти элементы достаточно быстро станут безопасными. Кроме того, здесь же можно превращать и литий в тритий».
Гибридная система не нуждается ни в полноценном ядерном, ни в термоядерном реакторе. Токамак в ней служит только источником нейтронов, запускающих ядерный распад топлива во внешнем бланкете. Нет необходимости в устойчивой реакции слияния, поэтому критерий Лоусона соблюдать уже необязательно, и дейтерий-тритиевую плазму достаточно нагреть до сравнительно умеренных температур, 30−50 млн градусов, а нейтроны образуются за счет взаимодействия ускоренных в инжекторах пучков атомов дейтерия с этой плазмой. Упрощается и ядерная половина гибрида. Распад топлива в ней уже не должен быть самоподдерживающимся, он стимулируется за счет нейтронов, вылетающих из дейтерий-тритиевой плазмы. «Цепной реакции не происходит: выключаете токамак, и деление прекращается, нет никакой опасности аварии», — поясняет Петр Хвостенко.
В гибридном режиме Т-15МД использует плазменный шнур с увеличенным внутренним радиусом (отношение к внешнему 1:2,2). «Скоро начнем откачку воздуха из камеры до глубокого вакуума, чтобы проверить качество сварки и всех соединений, — продолжает Петр Хвостенко. — Запустим установку в декабре 2020 года. Пока что в целях безопасности будем работать с плазмой из обычного водорода. Но к 2035-му в Протвино или Обнинске с учетом отработанных здесь технологий планируется построить уже реальный, большой гибридный реактор на дейтерии и тритии. Можно сказать, вы познакомились с прототипом».
