том 73 № 4 (2003)
|
ВЕСТНИК РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ
НАУК
том 73 № 4 (2003) |
В мае 1951 г. вышло постановление ЦК ВКП(б) и Совмина СССР об организации работ по управляемому термоядерному синтезу. Первые успешные испытания атомного, а затем и термоядерного оружия, осознание практической неисчерпаемости ресурсов термоядерного топлива обусловили громадный энтузиазм первых исследователей этой проблемы. Однако реализация идеи удержания горячей плазмы в токамаках и создание энергетического реактора на основе реакций синтеза затянулись на долгие десятилетия. Истории и современному состоянию работ по управляемому термоядерному синтезу как в нашей стране, так и за рубежом, международному сотрудничеству в деле создания термоядерного реактора было посвящено научное сообщение на заседании Президиума РАН в конце ноября 2002 г. Ниже публикуется статья, написанная на основе этого научного сообщения, и с небольшими сокращениями материалы состоявшейся в Президиуме РАН дискуссии.ИССЛЕДОВАНИЯ
ПО ТЕРМОЯДЕРНОМУ СИНТЕЗУВ. П. Смирнов
Смирнов Валентин Пантелеймонович - член-корр. РАН,
директор Института ядерного синтеза РНЦ "Курчатовский институт".В июле 1950 г., когда в СССР шла напряженная работа по созданию и совершенствованию ядерного оружия - атомной и водородной бомб, в ЦК ВКП(б) поступило письмо от сержанта Олега Лаврентьева, служившего на Сахалине и не имевшего к тому времени законченного школьного образования. В письме содержалось описание двух идей: возможной схемы конструкции водородной бомбы и способа электростатического удержания горячей плазмы для осуществления реакции синтеза дейтерия и трития - тяжелых изотопов водорода с целью создания источника энергии. Академик А.Д. Сахаров, рецензировавший эти предложения, отметил как оригинальность подхода автора, так и принципиальные трудности их реализации. Будущее показало справедливость сделанных замечаний. Однако главная заслуга О.А. Лаврентьева, ставшего впоследствии известным ученым, заключалась в том, что он первым в СССР обратил внимание на проблему удержания горячей плазмы для энергетического реактора на основе реакций синтеза. Анализ его предложения стимулировал академика А.Д. Сахарова и его учителя академика И.Е. Тамма, работавших в то время над созданием водородного оружия, на рассмотрение концепции магнитной термоизоляции и удержания плазмы в тороидальной геометрии.
Известно, что реакция синтеза дейтерия и трития
D+Т= 4Не + n + 17.6 МэВ
обладает относительно большим сечением и обеспечивает удельную теплотворную способность 3.5х1011 Дж/г. Тритий радиоактивен и период его полураспада 12.5 лет, поэтому для его воспроизводства предполагается использовать литий. В реакции
n + 6Li = 4Не + Т + 4.8 МэВ
образуется не только тритий, но и выделяется энергия. Мировые запасы лития составляют 7.3х106 т, а запасы дейтерия в морской воде практически неисчерпаемы.
Среди возможных реакций синтеза легких ядер привлекают внимание те из них, которые не сопровождаются выделением нейтронов, и в первую очередь синтез изотопа гелия 3Не с дейтерием:
D+3He = 4He + p +18.3 МэВ.
Однако параллельная реакция синтеза D-D приводит к появлению нейтронного излучения, но можно создать условия, когда его выход в 50 раз меньше, чем в случае реакции D-T. Соответственно количество радиоактивных отходов в термоядерной энергетике на основе синтеза D-3He существенно сократится. На нашей планете 3He практически отсутствует, поэтому в последние десятилетия были выдвинуты идеи о его добыче на Луне и последующей транспортировке на Землю. В принципе современный уровень ракетной техники это позволяет.
Для преодоления кулоновского расталкивания сливающихся ядер необходимо нагревать плазму до температур -100 млн. градусов для D-T реакции и - 500 млн. для D-3He реакции. Поскольку на одну реакцию синтеза D-T приходится около 105 обычных столкновений ядер, проблема термоядерного синтеза состоит в решении двух задач: нагрева вещества до необходимых температур и его удержания на время, достаточное для "сжигания" заметной части термоядерного топлива. Это время определяется критерием Лоусона.
В соответствии с данными требованиями термоядерные исследования развиваются по двум направлениям. В первом, получившем название магнитного удержания, плазму помещают в магнитное поле. В идеальном случае магнитное удержание позволяет осуществить стационарное выделение термоядерной мощности - наиболее привлекательный режим энергетических реакторов. Во втором направлении - инерционном удержании - порцию термоядерного топлива импульсно нагревают до температур -30-50 млн. градусов, и ос-частицы начинающихся реакций синтеза увеличивают нагрев плазмы, если выполняется условие их торможения в топливе: рг > 0.3 г/см3 (р -плотность топлива, r - размер). Численно это условие совпадает с критерием Лоусона. Выделение энергии носит взрывообразный характер и происходит за время, меньшее времени теплового разлета вещества, определяемого его инерцией.
Взрыв термоядерной бомбы доказал принципиальную осуществимость инерционного удержания плазмы. Для энергетики важно определить наименьшую массу топлива, чтобы рассматривать схемы реакторов с повторяющимися взрывами. Уже в начале исследований было ясно, что мощность импульсных источников энергий, обеспечивающих сжатие и последующий микровзрыв, должна быть очень большой (>1014 Вт). Это обстоятельство, а также подобие физики микровзрыва и взрыва бомбы обусловили более поздний старт исследований по инерционному удержанию плазмы.
ТОКАМАК - ЛИДЕР УСТАНОВОК С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
Удержание плазмы в тороидалъной камере с продольным магнитным полем (исходная идея Сахарова-Тамма) требует введения дополнительного азимутального магнитного поля для компенсации тороидального дрейфа частиц. Один из способов его создания - возбуждение тока в плазме в тороидальном направлении. Магнитные силовые линии суммарного поля должны образовать систему вложенных магнитных поверхностей, препятствующих радиальному выбросу плазмы. Для возбуждения тока предложили использовать переменный магнитный поток в металлическом сердечнике, окруженном плазменным тороидаль-ным витком. В результате ловушка становилась нестационарной, а сама установка напоминала трансформатор.
Необходимость возбуждения продольного тока в плазме привлекла внимание физиков Института атомной энергии к другому классу магнитных ловушек: самосжатым цилиндрическим разрядам в плазме - Z-пинчам. Первые эксперименты, в которых было зарегистрировано излучение нейтронов D-D реакции, вызвали эйфорию. Однако мудрое требование первого руководителя советской термоядерной программы академика Л.А. Арцимовича перепроверить трактовку результатов опыта привело к выводу, что причина появления нейтронов заключается не в нагреве плазмы, а в развитии неустойчивостей и образовании пучка ускоренных ионов, реагирующих с плазменной мишенью. В таких условиях не приходилось ждать существенного выхода энергии в реакции синтеза ядер. Попытки стабилизировать пинч продольным магнитным полем возродили интерес к тороидальным системам. В 1954 г. в Институте атомной энергии под руководством И.Н. Головина и Н.А. Явлинского был построен первый в мире токамак ТМП. Само слово токамак, принятое в мире для обозначения установок этого класса, - сокращенное название ТОроидальной КАмеры с МАгнитными Катушками.
Как и у нас, в условиях секретности в лабораториях США, Англии и других стран развивались исследования по управляемому термоядерному синтезу (УТС). В США основной была установка стелларатор, предложенная Л. Спитцером, в Англии - тороидальный пинч со слабым магнитным полем. В Институте атомной энергии академик Г.И. Будкер, а в США Р. Пост независимо предложили прямолинейную открытую магнитную ловушку с нарастающим к торцам магнитным полем для удержания плазмы в ее центральной области. Под руководством И.Н. Головина была сооружена первая крупная установка такого типа, названная "Огра". В дальнейшем исследования ловушек продолжались как в Институте атомной энергии, так в Институте ядерной физики в Новосибирске.
Начальный этап российских и зарубежных работ характеризовался обилием идей и типов ловушек (пинчи, удержание высокочастотными полями, плазменные ускорители, способы нагрева плазмы и т.д.) Разнообразие направлений было связано не только с творческой активностью физиков и инженеров, но и с громадными трудностями реализации условий термоядерных реакций. Слишком малым оказался уровень знаний - потребовалось развить теорию горячей плазмы, удерживаемой магнитными полями, накопить экспериментальный и конструкторский опыт. Параметры плазмы (плотность, температура, чистота и время удержания) в установках росли очень медленно. Постоянно выявлялись новые неустойчивости, приводящие к выбросу плазмы из ловушек, повышенному переносу как частиц, так и энергии на стенки камеры. В дальнейшем выяснилось, что поиски новых решений, хотя и не внесли кардинального изменения в развитие УТС, дали уникальный набор новых технологий и устройств. В качестве доказательства приведу только два из многих возможных примеров: разработка плазменных ракетных двигателей и модификация поверхностных слоев материалов плазменными и ионными потоками.
Большой заслугой советской программы УТС было создание теоретической школы физики горячей плазмы, во главе которой стоял академик М.А. Леонтович. Представители этой школы внесли фундаментальный вклад в создание современной теоретической физики плазмы. Среди них прежде всего следует отметить академиков Б.Б. Кадомцева, В.Д. Шафранова и Е.П. Велихова. Б.Б. Кадомцев после смерти Л.А. Арцимовича возглавил ведущую в нашей стране термоядерную лабораторию Института атомной энергии им. И.В. Курчатова, а Е.П. Велихов с 1973 г. - руководитель программы УТС в стране. Уже к концу 1950-х годов были сформулированы основные принципы магнитного удержания плазмы, создана теория равновесия и устойчивости плазменного шнура с током в магнитном поле, доказана возможность подавления желобковой неустойчивости. Многие важнейшие теоретические достижения ассоциируются во всем мире с именами их авторов - теоретиков школы Леонтовича.
К числу таких достижений относятся уравнения Грэда-Шафранова (условие равновесия плазмы в токамаке), критерий Крускала-Шафранова (устойчивость токовой плазмы в магнитном поле), уравнения переноса Брагинского, формула Трубникова (циклотронные потери из замагниченной плазмы), потенциалы Розенблюта-Трубникова (для столк-новительного члена кинетического уравнения), "неоклассическая" диффузия Галеева-Сагдеева.
Настольными для теоретиков-плазмистов последующих поколений стали классические монографии А.Б. Михайловского по теории плазменных неустойчивостей. В 1970-х годах бурное развитие получила физика нелинейных явлений, весьма распространенных в плазменных процессах. Здесь следует отметить квазилинейную теорию турбулентности Веденова-Велихова-Сагдеева, уравнения Кадомцева-Петвиашвили. Совершенствовалась теория плазмы в токамаках, в которой появились редуцированные уравнения Кадомцева-Погуце, критерий Погуце-Юрченко (устойчивости баллонных мод). В эти же годы в физике плазмы стали активно использоваться вычислительные методы. Лидирующая роль в их разработке принадлежала Институту прикладной математики АН СССР.
Наряду с теоретиками, достигли успеха и экспериментаторы, в основном благодаря тому, что осознали важность процессов взаимодействия плазмы со стенкой камеры и снизили уровень поступающих примесей, а также поняли, насколько необходимо создание качественной магнитной конфигурации. Большинство крупных термоядерных установок, и прежде всего токамаки, проектировались и изготовлялись в НИИ электрофизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова (директор академик В.А. Глухих) - уникальном институте, накопившем громадный опыт, что и содействовало прогрессу в термоядерных исследованиях.
К 1968 г. при омическом нагреве плазмы на токамаке Т-ЗА температуры электронов и ионов достигли 20 млн. и 4 млн. градусов соответственно - результат, в несколько раз превосходивший мировой уровень. Естественно, ученые других стран отнеслись к нему с недоверием. Л.А. Арцимович предложил руководителям Калэмской лаборатории физики плазмы (Англия) провести в Институте атомной энергии совместный эксперимент по измерению параметров плазмы с использованием английской диагностической аппаратуры, аналогов которой тогда у нас не было. Совместный эксперимент однозначно подтвердил рекордные параметры плазмы, сняв сомнения западных ученых в достоверности этих выдающихся для своего времени результатов.
В исследованиях токамака наступил новый этап: он стал доминирующей установкой термоядерных программ ведущих стран. В мире уже построено более ста токамаков разного масштаба. В 1975 г. в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова начал работать крупнейший в то время токамак Т-10.
Внешний вид токамака Т-10 Института атомной энергии им. И.В. Курчатова
Расширение фронта исследований привело к открытию многих новых физических явлений и способов управления формой и положением плазменного шнура, были найдены разнообразные режимы разрядов, предложены новые технические усовершенствования. В частности, были введены методы дополнительного нагрева высокочастотными полями на электронном, ионном и нижнегибридном циклотронных резонансах, а также путем инжекции пучков нейтральных атомов. Оказалось, что дополнительный нагрев может сопровождаться генерацией токов увлечения, что в перспективе делает то-камак стационарной ловушкой. В Институте атомной энергии впервые в мире был построен токамак Т-7 со сверхпроводящей магнитной системой, немецкие физики использовали дивертор, предназначенный для удаления продуктов реакции и примесей, и впервые обнаружили режим улучшенного удержания (Н-мода) в результате формирования транспортного барьера на краю плазменного шнура. А главное, академик Б.Б. Кадомцев, выполнивший анализ коэффициентов переносов, пришел к заключению о возможности создания на базе токамака термоядерного реактора.
ПРОЕКТ ИТЭР
1978 г. США, страны Европейского сообщества и Япония поддержали инициативу СССР и приступили к эскизному проектированию токамака-реактора ИНТОР, которое было завершено в середине 1982 г. В 1986 г. М.С. Горбачев, Ф. Миттеран и Р. Рейган договорились приступить к проектированию Международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР). Примечательно, что перевод этого слова с латыни означает "путь". Участниками проекта были, как и прежде, страны Европейского сообщества, Япония, Россия и США, создавшие центральную дирекцию проекта и центральную команду, в которую вошли ученые, инженеры и конструкторы из стран-участниц. Работа шла в трех международных центрах, расположенных в Сан-Диего (США), Гархинге (ФРГ) и Наке (Япония). Деятельность центральной команды контролировалась Советом ИТЭРа, председателем которого до завершения проекта бессменно оставался академик Е.П. Велихов. В странах-участницах были созданы объединения научно-инженерных организаций, руководимых национальными дирекциями. Российскую дирекцию возглавляет О.Г. Филатов (НИИ электрофизической аппаратуры). К работе привлечены более двухсот российских организаций. В период кардинальных изменений Россия, используя богатый задел, сумела выполнить все основные обязательства перед центральной дирекцией проекта. Зачтенный вклад нашей страны в проект составил 17%, что ставит Россию в равные условия с партнерами.
В 1997 г. после завершения технического проекта реактора ИТЭР с термоядерной мощностью 1.5 ГВт стороны решили изменить проект, чтобы сократить его стоимость с 8 до 4 млрд. долл. В 1999 г. США вышли из проекта по причинам внутреннего характера *.
* 19 февраля 2003 г. США вернулись в проект ИТЭР. Принят в проект также Китай. - Прим. ред.Страны Европейского союза, Россия и Япония продолжили работу. В июле 2001 г. проект был завершен. Условием начала переговоров о сооружении ИТЕРа должно было стать предложение одной из стран-участниц площадки для размещения реактора. Такое событие произошло в июне 2001 г., когда правительство Канады предложило площадку вблизи Торонто. В 2002 г. свои площадки предложили Япония - в Рокашо и Европейский союз - в Кадараше (Франция) и в Ванделосе (Испания). Ожидается, что переговоры о сооружении ИТЭРа завершатся в середине 2003 г. Доля финансового участия России не превысит 10-11%, причем основная часть затрат будет покрыта высокотехнологичным оборудованием, изготовленном на российских предприятиях.Остановимся на целях, поставленных перед создателями реактора ИТЭР:
• достичь выделения 500 МВт термоядерной мощности при 50 МВт электрической мощности, затрачиваемой на поддержание плазмы (коэффициент усиления 10) в режиме индукционного возбуждения тока в течение 400 с;Успех ИТЭРа позволит исследовать физику термоядерного горения плазмы, при котором ее нагрев продуктами реакции (а-частицами) является доминирующим. Не исключается также термоядерное горение, при котором температура плазмы -100 млн. градусов будет поддерживаться только за счет термоядерной реакции.• предпринять усилия по осуществлению режима с неиндукционным поддержанием тока в течение 3000 с при коэффициенте усиления 5;
• продемонстрировать существенные для реактора технологии;
• начать испытания материалов будущих энергетических реакторов.
В вакуумной камере ИТЭРа сверхпроводящая магнитная система создает тороидальное магнитное поле напряженностью 5.3 Т и полои-дальное поле, управляющее положением плазмы в камере. Секционированный центральный соленоид возбуждает индукционное электрическое поле. В качестве сверхпроводников используются Nb3Sn и NbTi.
Плазма объемом 892 м3 помещается в вакуумной камере, стенки которой защищаются бланке-том, воспринимающим поток тепла. Продукты реакции, а также примеси удаляются в дивертор, где существует система дополнительной вакуумной откачки. Если потоки тепла на стенку камеры в ИТЭРе должны составлять 0.5 МВт/м3 то на диверторе из-за импульсного характера выбросов плазмы они могут достигать 10 МВт/м3 Увеличить частоту выбросов, чтобы уменьшить импульсные нагрузки на дивертор, - одна из задач физиков.
Для нагрева плазмы и поддержания тока используются пучки нейтральных атомов и микроволновое излучение. Полная проектная мощность этих систем 70 МВт. Основными источниками мощности служат гиротроны - приборы для генерации СВЧ-волн с частотой 170 ГГц. Гиротроны в настоящее время обладают мощностью около 1 МВт при коэффициенте полезного действия 50%. Они изобретены в Институте прикладной физики РАН для нагрева плазмы в токамаках Института атомной энергии, где и поныне используются. Этот уникальный по красоте и изяществу заложенных в него решений прибор имеет большие перспективы и для технологических применений.
ИТЭР - это последняя ступень перед строительством демонстрационной термоядерной станции ДЕМО. В то же время ИТЭР является исследовательской установкой, оснащенной избыточными для будущего реактора возможностями управления, нагрева, радиального распределения тока и т.д. Значительную часть его стоимости составляет исследовательский диагностический комплекс.
Как отмечалось выше, плазма токамака подвержена большому количеству неустойчивостей, турбулентна по своей природе. Хотя теория и численное моделирование процессов предсказывают или объясняют ряд основных явлений, сегодня нет возможности полностью рассчитать токамак. Ситуация аналогична той, что была в авиации в пору ее интенсивного развития. Поэтому большое значение имеют законы подобия - скейлинги, устанавливаемые из экспериментов.
Современные физические исследования позволяют глубже понять явления переносов и устойчивости, что постепенно учитывается в проекте. Так, к моменту, когда началось проектирование ИТЭРа, в качестве основного рассматривался рабочий режим с ухудшенным в результате дополнительного нагрева удержанием плазмы. Хотя уже было известно, что в некоторых условиях можно иметь в 2-2.5 раза лучшее удержание, так называемый Н-режим, явление это было слишком плохо изучено и не могло тогда закладываться в проект. Через несколько лет Н-режим стал рассматриваться как основной в реакторе. Относительно недавно обнаружены внутренние тепловые барьеры, возникающие при определенном профиле плотности тока и приводящие к увеличению эффективности нагрева плазмы. Но пока эти режимы не включены в проект, поскольку процесс их формирования недостаточно изучен. Однако резерв повышает надежность проекта.
Стремление к стационарному режиму реактора требовало поиска возможностей постоянного поддержания тока. Другими словами, в реакторе-токамаке следовало отказаться от индукционного (трансформаторного) возбуждения тока. Результатом многочисленных теоретических и экспериментальных исследований стало решение, основанное на дополнительном нагреве, приводящем к увлечению тока, что впервые было продемонстрировано с использованием гиротронов на токамаке Т-10 Института атомной энергии. Последний рекорд - постоянный режим в течение 4.5 минут - реализован на крупном французском токамаке Тор-Супра в 2002 г. Длительность процесса была ограничена только работой источников питания. Электронно-циклотронное поглощение излучения гиротронов, сопровождаемое генерацией тока в локальных областях, - мощный инструмент подавления такой опасной неустойчивости, как неоклассический тиринг моды, ограничивающий время удержания в токамаке. Другим способом решения проблемы этой неустойчивости может быть подбор профилей параметров, при котором она не возникает.
Таким образом, в физической базе ИТЭРа, основанной на опыте десятков токамаков ведущих лабораторий мира, собраны результаты по удержанию плазмы, переходу в режимы улучшенного удержания, поведению плазмы в поверхностном слое, увлечению тока, нагреву электронов и ионов и т.д. Были разработаны коды для расчета многих процессов. Сегодня есть уверенность в том, что цели, сформированные в проекте ИТЭР, будут достигнуты.
ИССЛЕДОВАНИЯ МАГНИТНОГО УТС
Произошедшие в нашей стране перемены коренным образом изменили картину термоядерных исследований. Нет нужды ссылаться на низкое финансирование - это больной вопрос для всех областей науки. В рамках программы магнитного УТС ведутся работы, ориентированные на ИТЭР, а также на другие направления, называемые теперь альтернативными. Основная часть средств выделяется на обеспечение участия в ИТЭР, что ставит другие работы в особенно тяжелое положение. Финансирование физических исследований осуществляется из трех источников: Министерства промышленности, науки и технологий РФ, Министерства по атомной энергии РФ и из бюджета Российской академии наук. Только расчеты и развитие теории токамака, а также разработка диагностической аппаратуры для реактора поддерживаются деньгами ИТЭР.
Из-за недостатка средств в нашей стране остановлены крупнейшие токамаки мирового уровня: сверхпроводящий токамак Т-15 и токамак с сильным полем ТСП. Сейчас коллективы РНЦ "Курчатовский институт", НИИ электрофизической аппаратуры и Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований (ТРИНИТИ) разрабатывают проект модернизации установки Т-15. Планируется отказаться от сверхпроводящей, дорогой в эксплуатации магнитной системы, ввести вытянутое сечение плазмы, дивертор, средства управления плазменным шнуром. Установка Т-15М моделирует ИТЭР в масштабе 0.25, что позволит совершенствовать диагностику и готовить российскую команду физиков и инженеров к работе на ИТЭРе.
В 1999 г. в Физико-техническом институте им. А.Ф. Иоффе РАН осуществлен пуск сферического токамака "Глобус-М" - установки мирового класса. Этот нетрадиционный токамак с геометрией плазмы, близкой к сферической, значительно расширяет возможности физических исследований. В нем обеспечивается устойчивость плазмы при довольно малом поле и большом относительном давлении плазмы (0.25-0.3), что недостижимо в обычных токамаках. Коллектив под руководством академика В.Е. Голанта добился замечательных успехов, за короткий срок приблизившись к проектным параметрам. "Глобус-М" позволит провести первые в России исследования дивертора при тепловых нагрузках до 1 МВт/м3. Физика сферических токамаков специфична и очень интересна, однако перспектива их использования в качестве реактора вызывает много споров.
Основной конкурент токамака - это стелларатор, представляющий собой тороидальную ловушку, в которой плазма удерживается магнитными полями сложной конфигурации, подавляющими тороидальный дрейф. Отсутствие продольного тока устраняет ряд опасных магнитно-гидродинамических неустойчивостей, типичных для токамака. В этом состоит главное достоинство стелларатора. В свое время Принстонская лаборатория не смогла преодолеть технические и физические проблемы стелларатора и переключилась на токамаки. Последующие работы немецких физиков показали, что у стелларатора есть перспективы, хотя реактор на его принципе будет значительно больше токамака-реактора. Крупнейший стелларатор (LHD) построен в Японии, а сооружение еще большего (W7-X) будет завершено в 2011 г. в Германии. Однако цели, поставленные перед этими установками, не столь амбициозны, как у ИТЭРа.
Появившиеся в разные годы предложения по тороидальным ловушкам с левитирующими витками изучаются под руководством профессора А.И. Морозова в Московском институте радиотехники, электроники и автоматики. Новая комбинация открытых ловушек, объединенных полуторами и использующих принципы псевдосимметрии, исследуется в Институте атомной энергии. Хотя сегодня выделяемые для этих работ средства чрезмерно малы, они не закрываются, поскольку в далекой перспективе могут представить интерес для синтеза D-3He.
Современные открытые магнитные системы исследуются под руководством академика Э.П. Круглякова в Институте ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН на установках многопробочной ГОЛ-З, газодинамической ГДЛ и амбиполярной АМБАЛ-М, наиболее простых в инженерном отношении для реакторов, но сложных в отношении удержания. В последнее время достигнут значительный прогресс в понимании физики удержания и нагрева плазмы. Так, на установке ГОЛ-З благодаря подавлению продольной теплопроводности плазма с плотностью 1015 см-3 нагрета до температур электронов 20 млн. и ионов 10 млн. градусов. Относительное давление плазмы достигло 0.4 во всех ловушках без признаков магнитно-гидродинамической неустойчивости.
Усилия теоретиков, работающих в области магнитного удержания плазмы, нацелены на создание интегрированных теоретических моделей, самосогласованно описывающих многообразие физических процессов, которые происходят в термоядерной плазме. В теории равновесия основное внимание уделяется учету возможного вращения плазмы в токамаке и трехмерных эффектов, связанных с расщеплением магнитных поверхностей и образованием магнитных островов. Достигнуты впечатляющие результаты по оптимизации трехмерных стеллараторных конфигураций, демонстрирующие возможность существенного снижения неоклассической диффузии. В теории устойчивости, наряду с исследованиями по неоклассическим тиринг модам, большое значение придается нелинейному развитию магнитно-гидродинамических и дрейфовых неустойчивостей и описанию самосогласованного турбулентного состояния плазмы.
Совершенствование теории плазмы увеличивает значение вычислительных методов. Разработаны 2- и 3-мерные коды, рассчитывающие электромагнитные поля, которые являются входными параметрами для 2- и 3-мерных Фоккер-Планковских кодов и кодов Монте-Карло для электронов и ионов. Созданные линейные и нелинейные коды позволили моделировать поведение плазмы в современных установках и реакторе ИТЭР при магнито-гидродинамической устойчивости, переносе тепла и частиц, нагреве плазмы, увлечении тока. С появлением многопроцессорных компьютеров коды усложнятся, повысится уровень совпадения теоретических результатов с данными эксперимента.
ФИЗИКА ИНЕРЦИОННОГО УДЕРЖАНИЯ
Лазерный термоядерный синтез. Появление лазеров с большой мощностью и острой фокусировкой излучения открыло путь к нагреву термоядерной мишени. В 1964 г. академики Н.Г. Басов и О.Н. Крохин опубликовали идею прямого нагрева сферической мишени лазерным излучением. Следующее существенное предложение высказал Э. Теллер в 1973 г. Он полагал, что лазерное излучение, сконцентрированное на мишени, приводит к испарению ее внешнего слоя и сжатию под действием импульса отдачи оставшегося вещества. Высокие плотности вещества в конечном состоянии достигаются при профилированном импульсе излучения и безударном сжатии холодного вещества. Анализ предложения выявил сильное влияние неустойчивостей как на начальной стадии сжатия горючего, так и на заключительной. Если на первых порах теория предсказывала зажигание термоядерной мишени при энергии 103-104 Дж, то в последующие годы эта энергия превысила 1 МДж для мишеней с коэффициентом усиления больше 1.
Энергия зажигания термоядерной мишени сильно зависит от характера ее облучения. Рассматриваются две схемы: прямое и непрямое облучение. В первом случае излучение лазера (в дальнейшем источник энергии для облучения мишени назвали драйвером) однородно фокусируется на мишень, однако на практике этого трудно добиться. При непрямом облучении энергия драйвера выделяется на внутренних стенках полости, окружающей мишень, и нагревает их. Возникающее излучение обеспечивает равномерное воздействие на мишень.
Последующие эксперименты показали, что неустойчивости сжатия ограничивают критический параметр для поджига мишени - отношение начального радиуса к конечному - величиной 10-20. Но даже при таком коэффициенте сжатия неоднородность выделения энергии не должна превышать 1%. Поэтому при непрямом облучении мишени в полости - хольрауме - однородность достигается гораздо проще благодаря лучистой теплопроводности. Непрямое облучение требует в несколько раз большей энергии для поджига, что служит платой за однородность. Работоспособность принципа непрямого облучения впервые была подтверждена модельными экспериментами, проводившимися в 1976 г. с участием автора статьи. Коническая мишень облучалась сфокусированными пучками релятивистских электронов.
Сегодня лазер - неоспоримый лидер в работах по инерционному удержанию. Это преимущество обусловлено возможностью фокусировки излучения на удаленную мишень. Серьезным техническим недостатком лазерного драйвера для реактора является низкая эффективность преобразования первичной электрической энергии в лазерное излучение (~10-3). Новые типы лазеров, изменение способов накачки активной среды вселяют надежду.
В мире строятся три крупные лазерные установки, способные по энергетике обеспечить (или близки к обеспечению) термоядерную вспышку. В США и Франции - это установки с энергией выходного импульса <2 МДж, в России - установка "Искра-6" с энергией 0.3 МДж. Время предполагаемого ввода в строй этих лазеров - 2010 г. Вполне возможно, что наряду с демонстрацией вспышки они позволят проверить идеи быстрого поджига термоядерного горения в предварительно сжатой мишени с помощью дополнительного лазера с малой энергией, но ультракоротким импульсом 10-15 с. Успех этой схемы может привести к существенному снижению требований к величине энергии основного импульса.
Пучки тяжелых ионов. Идея использования интенсивных пучков тяжелых ионов для поджига термоядерной мишени представляет собой пример взаимного проникновения различных областей физики. Современные ускорители, создававшиеся для исследований по ядерной физике и физике высоких энергий, эффективно и надежно работают в частотном (до 10 Гц) режиме. В будущем энергосодержание пучков может быть доведено до нескольких мегаджоулей, а их высокое качество обещает хорошую фокусировку на мишени. Как и в лазерах, не исключен, но крайне маловероятен режим прямого облучения мишени. Более реалистично непрямое облучение мишени, при котором энергия пучка преобразуется в рентгеновское излучение в полости, содержащей мишень. С точки зрения готовности драйвера на тяжелых ионах, пока достигнутые параметры пучков далеки от необходимых. Уникальное качество тяжелых ионов с энергией 50-500 МэВ/нуклон - большой пробег в веществе. С одной стороны, это усложняет конструкцию драйвера для облучения сферических мишеней, с другой - открывает интересные возможности для опытов с цилиндрическими мишенями. В настоящее время работы по инерционному термоядерному синтезу на пучках тяжелых ионов и по физике высокой плотности энергии в веществе проводятся в Европейском Союзе, Японии, США и России. Главная цель состоит в выработке научно-технического обоснования для установки с поджигом мишени.
Ряд актуальных задач, связанных как с физикой ускорителей, так и с физикой взаимодействия пучков тяжелых ионов с ионизованной материей, может быть решен на экспериментальной установке, в которой энергия тяжелоионного пучка выделяется в виде импульса мощностью 1 ТВт. Подобная установка позволит лучше понять процессы устойчивого накопления частиц, компрессии ионного импульса во времени, взаимодействия интенсивных ионных пучков с плазмой. Для решения этих задач в ГНЦ "Институт теоретической и экспериментальной физики" ведется модернизация ускорительно- накопительного комплекса. Построенный в 1979-1990 гг., он включает тяжелоионный инжектор, синхротрон У-10 новое кольцо УК, в которых можно обеспечить режим инжекции, ускорения и накопления тяжелых ионов в достаточном количестве. Система быстрого вывода пучка ионов и фокусирующая линия дают возможность осуществлять экспериментальные работы при выходной мощности около 1 ТВт и интенсивности облучения 120 ТВт/см2.
Z-пинчи. К концу 1960-х годов в СССР окончательно сложилась школа мощной импульсной техники, поэтому идея использования импульсных генераторов мощностью >1014 Вт для поджига термоядерной мишени была подкреплена эффективной научно-технической базой. В отличие от лазеров и ускорителей тяжелых ионов импульсные генераторы характеризуются простой технологией и высоким уровнем энергии на выходе. В то же время было не ясно, как можно решить проблему передачи энергии на мишень и, что самое главное, как перейти от типичной длительности импульса 100 нс к требуемой 5 нс.
Первоначально в СССР и США развивалась идея концентрации энергии импульса с помощью релятивистских электронных пучков, но преодолеть трудности, связанные с фокусировкой излучения, сокращением длительности импульса и предпрогревом мишени тормозным излучением, не удалось. В дальнейшем в США основным направлением стала генерация и транспортировка на мишень пучка легких ионов, а в СССР - ускорение лайнеров или Z-пинчей для последующего преобразования их энергии в мягкое рентгеновское излучение. Перед каждым из подходов стояли трудноразрешимые проблемы. В случае легких ионов требовалось сократить длительность импульса и обеспечить необходимую для фокусировки высокую яркость пучка, а в лайнерном варианте - сократить длительность импульса излучения и добиться эффективного поглощения его энергии в поверхностном слое мишени.
В СССР исследования начались на многомодульной установке "Ангара-5-1", построенной в 1984 г. в филиале Института атомной энергии (теперь ТРИНИТИ) в Троицке. Предложенная автором этой статьи схема двухоболочечного лайнера, в которой ускоренная внешняя оболочка, соударяясь с внутренней, передает ей энергию, а внутренняя ее переизлучает на мишень, расположенную на оси, была рассчитана в одномерном приближении в Институте прикладной математики. При соответствующем выборе веществ для первой и второй оболочек первая играет роль экрана: она удерживает на некоторое время излучение во внутренней полости и обеспечивает в результате абляцию внешней оболочки мишени. В экспериментах 1989-1992 гг. была получена энергия импульса мягкого рентгеновского излучения 40 кДж за время 5 нс, что позволило не только проводить эксперименты по инерционному удержанию, но и исследовать теплофизические свойства веществ при экстремальных плотностях энергии. Впервые такая возможность была отмечена академиком В.Е. Фортовым, предложившим провести эксперименты по возбуждению ударных волн в твердом теле.
Успех с лайнерами на установке "Ангара-5-1" был неожиданным для американских ученых, чья программа легких ионов находилась под угрозой закрытия из-за отсутствия прогресса на протяжении 15 лет. Как и в случае с токамаками, наши партнеры из национальных лабораторий США Ливермор, Лос-Аламос и Сандиа решили проверить результаты, участвуя в совместном эксперименте на "Ангаре-5-1" в 1993 г. Итоги эксперимента убедили их в перспективности подхода. Программу США по легким ионам закрыли и начали исследования лайнеров - Z-пинчей. Обладая более мощной установкой с током 20 МА, специалисты Сандиа достигли рекордного уровня энергии излучения - 2 МДж при длительности импульса излучения 5-6 нс. Важно, что результаты на установках разного масштаба соответствовали скейлингу, согласно которому при токе 50 МА ожидаемый уровень энергии излучения >10 МДж, что обеспечит поджиг термоядерной мишени с коэффициентом усиления много большим 1. В США обсуждается вопрос о создании такой установки, в России рассматривается возможность использования существующего в ТРИНИТИ уникального индуктивного накопителя с энергозапасом 900 МДж для создания генератора "Байкал" с длительностью импульса 100-200 нс и током 50 МА.
Установка "Ангара-5-1" Троицкого института инновационных и термоядерных исследований
По-видимому, лабораторная демонстрация поджига мишени с коэффициентом усиления больше 1 в принципе может быть осуществлена любым из трех вышеописанных драйверов. Получение результата можно ожидать в течение 10 лет. Гораздо сложнее разработка термоядерной электрической станции с инерционным удержанием. При энергии драйвера для поджига 5 МДж, коэффициенте усиления поджига термоядерной мишени 100 для достижения тепловой мощности 2 ГВт в вакуумной камере нужно повторять два раза в секунду взрывы, эквивалентные 100 кг взрывчатки. При лазерном или тяжелоионным вариантах драйвера точность фокусировки должна достигать 10 мкм, а для Z-пинчевого драйвера надо каждый раз менять тоюонесущие электроды. Инженерные проблемы таких схем очень сложны, поэтому при анализе термоядерной энергетики будем пока рассматривать только реакторы с магнитным удержанием плазмы.
ПЕРСПЕКТИВЫ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Разработка проектов термоядерных электростанций базируется на опыте проектирования и эксплуатации АЭС. Практически все оборудование циклов преобразования тепла в электричество, систем обращения с радиоактивными элементами, системы выброса тепла в биосферу и ряда других вспомогательных систем опирается на опыт АЭС. При выборе значительной части материалов термоядерного реактора, технологии изготовления отдельных элементов станции также использовался опыт АЭС. Эти обстоятельства облегчают путь к созданию первых энергетических термоядерных электростанций. В то же время при обосновании их проектов были проверены специфические технологии, модификации используемых материалов и вспомогательные устройства (например, элементы систем нагрева и поддержания тока плазмы), которые могут найти применение как в атомной энергетике, так и в других отраслях промышленности.
Разработка проекта ИТЭР позволила дать достоверную оценку безопасности термоядерного реактора. В этом реакторе практически вся радиоактивность сосредоточена в твердых отходах (конструкционных материалах, бридере топлива и бериллии, если он есть в реакторе). Единственным радиоактивным газом является тритий, величины предельно допустимых концентрации которого на несколько порядков ниже, чем для большинства остальных радиоактивных материалов реактора. В инженерном проекте ИТЭР приведен детальный анализ аварийных ситуаций с оценкой возможных выбросов радиоактивности. Максимально возможный аварийный выброс не превосходит примерно 50 г по тритию, 25 г по продуктам коррозии и 40-100 г по пыли, образующейся в плазменной камере. При аварии суммарные дозы облучения на границе площадки станции оказываются в 2-10 раз ниже допустимой для населения дозы, так что его эвакуации не потребуется.
Пассивная безопасность реактора заложена в физике: температура плазмы падает из-за радиационного охлаждения в случае попадания в нее материалов первой стенки, если эта стенка плавится или испаряется. Низкая энергонапряженность и большая тепловая инерция обеспечивают пассивное охлаждение конструкций в случае аварийных ситуаций, связанных с потерей теплоносителя или ограничения его циркуляции. Согласно исследованиям, в том числе и проведенным в рамках проекта ИТЭР, максимальные температуры конструкционного материала не превысят 600-700°С, а общая структурная устойчивость конструкции и барьеры безопасности сохранятся.
Как было отмечено академиком Ф.Г. Рудбергом, малый выброс радиоактивности из термоядерного реактора при любой аварии, размещение систем очистки и хранения трития в отдельных зданиях, а отработавших элементов реактора (в первую очередь бланкета) - в изолированных зданиях систем выдержки, хранения и рефабрикации делают довольно бессмысленной попытку проведения террористических акций на площадке термоядерной электростанции с целью нанесения ущерба населению. Если пассивная безопасность обеспечена, а выбросы радиоактивных продуктов за пределы площадки термоядерной электростанции минимальны, то их можно строить в густонаселенных районах и окрестностях больших городов.
Отсутствие реакций деления ядерного топлива в термоядерном реакторе существенно изменяет характер радиоактивных отходов: нет трансурановых элементов, продуктов деления и радиоактивных газов, кроме трития. Тритий нарабатывается в замкнутом цикле станции, поэтому его транспортировка к станции, исключая начальную загрузку, не требуется. Анализ показал, что отсутствие радиоактивных газов и относительно низкая удельная радиоактивность отработавших срок элементов конструкций позволяют хранить отходы на территории станции, причем подавляющее большинство из них может размещаться на открытой площадке. Возможна ручная или дистанционная переработка до 60% материалов отслуживших срок конструкций, а еще 20-25% могут быть переработаны после 100 лет выдержки. Завод по переработке может находиться рядом с термоядерной электростанцией, что снимет проблему перевозки многотонных радиоактивных элементов реактора.
Несмотря на эти достоинства, экономику будущей термоядерной энергетической станции сегодня, когда еще не реализован ИТЭР, оценить непросто. Очевидно, что на нынешнем этапе из-за сложности технологии и низкой энергонапряженности термоядерная электростанция будет проигрывать энергетике деления, энергетике угля, газа и нефти. Однако исчерпание невозобновляемых ресурсов, в том числе и урана для АЭС на тепловых нейтронах, рано или поздно вынудит обратиться к термоядерным электростанциям как эко-логичным и безопасным. Термоядерная энергетика в первую очередь могла бы развиваться там, где в силу разных причин нельзя строить АЭС.
Доступность топлива для термоядерной электростанции - важный фактор для большинства стран мира. Равнораспределенность топлива смягчит многие мировые конфликты, возникающие из-за крайне неоднородного распределения на земном шаре природных запасов нефти, газа и даже угля. Проведенный в Европе анализ свидетельствует, что если человечество решится возвратиться к выбросам СО2 на уровне 50-х годов прошлого столетия, термоядерные электростанции могут занять значительную долю (около 20%) в мировом производстве электроэнергии.
Останавливаясь на проблеме выбросов СО2 заметим, что такая страна, как быстро развивающийся Китай, при выходе на европейский уровень энергопотребления на душу населения должна сжигать ежегодно 2-3 т/чел, угля, что при численности населения 1.5 млрд. человек увеличит количество сжигаемого на земном шаре угля на 100%. В мире нет технологий очистки отходящих газов от СО2 - основного продукта горения. Проблема экологически приемлемой энергетики Китая и других развивающихся стран, по сути, является общемировой. В ее решении термоядерные электростанции могут сыграть важную роль.
По-видимому, как осознание экологического вызова следует рассматривать результаты работы комиссии экспертов Европейского союза под председательством Д. Кинга - советника по науке премьер-министра Англии. Комиссия пришла к выводу о необходимости ускорения работ по термоядерному синтезу с целью перехода к его практическому использованию. В программе "Fast Track" ("Быстрый путь") предлагается использовать международные структуры ИТЭРа для начала работ над проектом демонстрационной термоядерной станции и параллельно с созданием ИТЭРа построить источник нейтронов для материаловедческих испытаний. Подобное требование к американскому термоядерному сообществу сформулировал директор отдела науки департамента энергетики США Р. Орбах. Отметим также, что в последнее время активно рассматриваются варианты двухцелевых термоядерных электростанций, включающих параллельно с выработкой электроэнергии выжигание долгоживущих радиоактивных отходов атомной энергетики, опреснение соленых вод, производство синтетического топлива, в том числе водорода из воды.
* * *
Что такое термояд: красивая и увлекательная наука или в первую очередь путь к новой энергетике? Ответ на этот вопрос дадут итоги работы ИТЭРа. Их придется ждать долго, так как строительство реактора займет не менее восьми лет, а затем еще потребуется время, чтобы перейти к решающим экспериментам с термоядерным топливом - смесью дейтерия и трития. А пока продолжающиеся исследования на токамаках приносят физикам подарки в виде новых, оптимальных режимов удержания и нагрева плазмы. Так что есть все основания надеяться на динамичное развитие экспериментальной программы ИТЭР.
Сооружение ИТЭРа и положительные результаты, полученные на нем, одинаково важны как для магнитного, так и для инерционного удержания; в некотором смысле они пропуск в будущее для термояда. В ожидании этого пропуска было бы неправильно остановить полностью исследования по альтернативным направлениям. Физика, понятая на токамаках, дает новые идеи для других магнитных ловушек и прежде всего стелларато-ров. Но было бы неправильно ожидать, что любой прорыв в альтернативных системах автоматически приведет к новому варианту термоядерного реактора. До этого потребуется повторить долгую с неочевидным заранее результатом дорогу создания проекта, подобного ИТЭРу.
Если говорить о промежуточных результатах термоядерных исследований, их влиянии на развитие науки и технологии, то термоядерному сообществу есть что предъявить. Физика горячей плазмы, построенная на основе электродинамики, астрофизики, газодинамики, физики твердого тела и газового разряда, обогатила эти научные дисциплины новыми разработками. На плазменных установках моделируются явления в космосе, идеи плазменных неустойчивостей используются в физике полупроводников. Физика горячей плазмы дала новый импульс физике низкотемпературной плазмы. Анализ теории неустойчивостей плазмы многое внес в нелинейную физику. Выше упоминался вклад управляемого термоядерного синтеза в разработку новых технологий, приборов и устройств.
Отечественная школа физики горячей плазмы имеет высокий международный рейтинг как в области теории, так и эксперимента. Наш токамак положен в основу первого Международного экспериментального термоядерного реактора. Нам есть чем гордиться. Удастся ли нам сохранить лидирующие позиции в науке и в будущей энергетике? - вопрос, на который нет простого ответа. Отъезд за рубеж многих физиков среднего возраста, проблемы привлечения молодого поколения в термоядерные лаборатории, технизация научных коллективов, затрачивающих потенциал на создание устройств, которые пользуются спросом на внутреннем и внешнем рынке, - все это нанесло (и продолжает наносить) тяжелые удары по российской физике плазмы. Если мы не сумеем выстоять, участь России в термоядерной энергетике незавидна: нам придется обращаться за готовыми продуктами к другим странам.
Сохранившийся научный потенциал, его правильное использование, внимание общества и правительства позволяют тем не менее надеяться на успех. Концентрация основных усилий на нашем участии в программе ИТЭР, создание собственной национальной базы физических и инженерных исследований по этой программе на основе модернизации установки Т-15, материальная поддержка молодых ученых - таковы условия активного участия России в международной термоядерной программе, ориентированной на создание нового направления атомной энергетики -управляемого термоядерного синтеза.
"ТЕРМОЯД ЗАРАБОТАЕТ ТОГДА, КОГДА ОН НУЖЕН БУДЕТ ЛЮДЯМ"
ОБСУЖДЕНИЕ В ПРЕЗИДИУМЕ РАН
Хочу отметить, что помимо непосредственной задачи создания термоядерного реактора существует и проблема испытания материалов, прежде всего тех, из которых будет сделана первая стенка реактора. Какие материалы могут стоять в термоядерном реакторе? - до сих пор не ясно. Для этого необходим специальный источник нейтронного излучения с энергией нейтронов 14 МэВ. В Новосибирске в так называемой газодинамической ловушке - ГДЛ - распределение мощности нейтронного потока сильно неоднородно по длине системы. Только в узкой области генерируется мощный нейтронный поток, вся остальная система облучается потоками на два порядка меньше и может выдерживать длительное существование - десятки лет. Причем распределение нейтронов в ловушке точно соответствует нашим расчетам, основанным на D-D реакции (D-T реакцию мы использовать не можем).
Следующий шаг, который мы рассчитываем сделать в ближайшем будущем, позволит перейти, по крайней мере в импульсном режиме, к почти полномасштабному нейтронному источнику. Это может быть существенным вкладом России в будущее термоядерных исследований.
Управляемый термоядерный синтез долгое время был единственным спонсором разработок гиротронов в Институте прикладной физики. И мы рады, что сегодня наши приборы стали неотъемлемой частью всех современных термоядерных установок. За рубежом более 70% гиротронов, которыми оборудованы термоядерные установки, российского производства. Это предмет нашей гордости на всех международных конференциях.
Важно также, что гиротроны ныне находят широкое применение в разнообразных областях науки и техники, например, в радарах миллиметрового диапазона, демонстрирующих рекордные разрешения, в инжекторах пучков на ускорителях тяжелых ядер, в том числе и на большом ускорителе, сооружаемом в Европейском центре ядерных исследований в Женеве, в установках по разделению изотопов, наконец, в системах по производству нанокерамических материалов и финишной обработки автомобильного стекла. Проведены первые эксперименты по использованию гиротронного излучения для термической обработки раковых опухолей.
К сожалению, создание оригинальных приборов, базирующихся на результатах пионерских научных исследований, в нашей стране не может поддерживаться на мировом уровне при нынешнем финансировании и готовности промышленности к внедрению новых технологий. И все-таки нам нужно изыскивать возможности, чтобы сохранить наш приоритет и просто использовать на практике результаты отечественных исследований. Думаю, что участие в международном проекте ИТЭР - это наиболее дешевый способ сохранить в стране приемлемый, передовой уровень работ в области управляемого термоядерного синтеза. И мы не должны упустить эту возможность.
В последнее время интерес к термояду резко обострился по двум причинам. Во-первых, стало понятно, что где-то около 2050 г. органическая энергетика столкнется с серьезным кризисом, связанным не столько с тем, что газовая компонента будет исчерпана (мы знаем, что уже сейчас Газпром ставит жесткие условия перед энергетикой по газу), сколько с тем, что выбросы в атмосферу углекислого газа, которые сегодня составляют 5.5 Гт в год, вырастут примерно в два раза. В результате, как следует из моделей, которые сейчас существуют, радикально изменится тепловой поток, падающий на Землю. Он будет составлять 1.5% того потока солнечной энергии, что падает на Землю сегодня. Это - критическая величина. Так что в середине нынешнего века нам придется отказаться от органического топлива или заметно уменьшить его потребление.
Во-вторых, термоядерная энергетика, проблемы которой мы обсуждаем, обладает неограниченным ресурсом, потому что запас лития и дейтерия в воде фактически неограниченный, она безопасна, и термоядерные электростанции могут быть размещены в любом месте на Земле, хотя бы потому, что не надо подвозить топливо. Комбинация всех этих обстоятельств и вызвала к термояду сильный интерес. И то, что нашей стране удалось активно участвовать в проекте ИТЭР, - это, конечно, большая заслуга коллектива, который возглавляет Евгений Павлович Велихов.
Один классик сказал, что энергетика - это физика плюс экономика. И вот экономика сейчас такова, что где-то в середине текущего столетия термояд будет востребован. По выражению Л.А. Арцимовича, термояд заработает тогда, когда он нужен будет людям.
Что касается физики УТС, особенно физики горячей плазмы, которая выполняет роль рабочего тела во всех термоядерных системах, то здесь очень много вопросов. И установки, с которыми мы сегодня познакомились, дают уникальную возможность получить необходимые плотность и температуру плазмы.
В статике максимальное давление определяется прочностью алмаза: оно составляет 0.5 млн. атм., так что установки с алмазными наковальнями работают до давлений не более 5-6 млн. атм. Это давление можно поднять в установках инерционного удержания плазмы. Ожидается, что через 15-20 лет будет достигнуто давление в 5 млрд. атм в реакторах с повторяющимися взрывами. Но у взрывчатки есть предельный уровень мощности (порядка 1 ТВт), который достигается при химических реакциях. В установке инерционного удержания, которая создается в США, мощность составит 100 ТВт. Для справки: 10 ТВт - мощность всех электростанций, которые ныне существуют на Земле. Таким образом, лазерные, электронные пучки, ионные пучки и установки с Z-пинчем дают уникальную возможность получать очень высокие давления и температуры. На установке "Ангара-5-1", сделанной в Троицке (ТРИНИТИ), удалось получить давление в десятки миллионов атмосфер. В ней используется излучение плазмы, которая ярче Солнца в 108 раз.
Программа по физике высоких плотностей энергии Минатома России, которую академик министр А.Ю. Румянцев очень поддерживает, преследует цель разобраться, каковы свойства вещества при экстремальных давлениях и температурах. Получены интересные, но весьма противоречивые данные. Так, американцы в Ливерморе показали, что при 4 Мбар плазма аномально сильно сжимается. В Арзамасе, используя очень дорогие и элегантные системы, получили похожие давления, однако сильной сжимаемости плазмы не наблюдалось, а это важный вопрос и для термояда, и для иных энергетических приложений. Мне кажется, надо обратить внимание как раз на физическую сторону термоядерного синтеза. Тут очень много интересного и непонятного. А программу ИТЭР, безусловно, нужно поддерживать и развивать, используя установки, которые у нас есть.
Благодаря тому энтузиазму, который возник у наших ученых после первых в мире успешных испытаний водородного оружия, благодаря той активности, которую проявил академик И.В. Курчатов, в стране развернулось многоплановое исследование проблемы управляемого термоядерного синтеза. Оно шло по разным направлениям, но оказалось (и это понял еще Курчатов), что проблема не решается наскоком. Стало ясно, что нужна долгая и непростая осада, на протяжении которой следует правильно распределять силы, средства, понимать, как и когда может и должна быть достигнута конечная цель.
Удивительно, что при такой большой многоплановости и разнообразии подходов к решению проблемы управляемого термоядерного синтеза у мировой научной общественности все-таки нашлась возможность объединиться вокруг отечественной квазистационарной системы - токамака. По-видимому, сегодня сформировалось разумное соотношение между различными направлениями термоядерного синтеза, выделен лидер, который должен продемонстрировать, может быть, не самый лучший экономически, но реально реализуемый вариант получения термоядерной энергии.
Сам факт перехода к таким термоядерным реакторам, как ИТЭР, стал возможным благодаря тому, что было развито новое направление в физике, которое породило новую технологию - технологию сверхпроводимости. И наша страна первая продемонстрировала токамаки со сверхпро-водящими обмотками магнитов. Наш вклад позволил приступить к созданию ИТЭРа не по концепции, разрабатываемой за рубежом: применять материалы надежные, металлические, типа сплава ниобий-титан, охлаждать сверхтекучим гелием до температуры 1.8 К, а используя прогрессивные сверхпроводящие ниобий-оловянные материалы.
Второе мое соображение касается величины магнитных полей в токамаках. Их удельная мощность пропорциональна четвертой степени индукции поля, поэтому когда говорят о сферомаках (а поле там маленькое), я с некой настороженностью отношусь к их перспективности. Если требуется большое поле, нужно будет использовать сверхпроводники, и тогда вся концепция сферомаков изменится.
Хочу подчеркнуть, что если мы не уделим серьезного внимания развитию технологий сверхпроводимости, которыми наша страна еще обладает, нам будет трудно не только участвовать в программе ИТЭР, но и практически использовать термоядерную энергию, если, конечно, мы не будем ее покупать за рубежом. А надо бы ее не покупать за рубежом, а производить в стране. Хотелось бы обратить внимание тех, кто имеет отношение к сверхпроводниковым технологиям и производству сверхпроводниковых материалов, на необходимость их совершенствования, тем более что для этого есть много интересных отечественных наработок.
Надо сказать, что, как это ни странно, термоядерное сообщество в организационном плане немножко обгоняет ядерное. У термоядерного сообщества бывают "выбросы", но оно более или менее единое. Сейчас ситуация такова, что движение к термоядерной энергетике, которое поддерживали и направляли ученые, входит в противоречие с интересами самих ученых. Их задача - получение нового знания, а задачу применения этих знаний в экономически обоснованной и безопасной форме должны решать инженеры. Однако промышленность к этому не готова, а потому создается международная корпорация. Она будет фабрикой не только технологических знаний и проверки принципов технологий, но и фабрикой физических исследований. Мы до сих пор не понимаем, почему нам удается в токамаках поддерживать температуру 100 млн. градусов. Это в общем-то чудо. Казалось бы, физика плазмы базируется на простых законах. Здесь не надо теории относительности, не надо квантовой механики. Все можно рассчитать на основе закона Ньютона и уравнений Максвелла. Но сделать это на самых современных терафлопных компьютерах не получается.
ИТЭР планирует создание глобальной информационной сети с производительностью 10 Мфлоп/с, которая охватит Россию, США, Китай и Японию. Ее потребителями, помимо участников программы ИТЭР, могут быть специалисты по физике высоких энергий, биотехнологии, математическому моделированию и др.
Мне кажется, что, обсуждая проблему управляемого термоядерного синтеза, мы и нашу космическую программу должны планировать так, чтобы в какой-то дальней перспективе синхронно было получено решение проблемы термоядерного синтеза на основе D-3He реакции с физической стороны и проблемы обеспечения сырьем - с геолого-планетологической.
Я не в состоянии сформулировать ответ на вопрос, когда будет достигнута конечная цель и какие средства для этого потребуются. Безусловно, как всякий крупный, выдающийся проект ИТЭР, конечно, инициировал многие исследования и разработки, в том числе по сверхпроводимости.
Вопрос о нашем участии в программе ИТЭР стоит сейчас, по-моему, достаточно остро, и ответ на него должен быть дан только на политическом уровне.
Спасибо, Валентин Пантелеймонович, за очень интересное сообщение. Спасибо всем выступавшим.
Материалы обсуждения подготовила к печати Т.В. Маврина
 Май 2003 |