На Земле научатся создавать искусственное солнце, которое послужит безграничным источником безопасной и доступной энергии. Попутно человечество приручит плазму — в результате появятся мощные двигатели для покорения дальнего космоса и прочнейшие материалы для машиностроения будущего.

Госкорпорация «Росатом» ведет работы по этим направлениям в рамках третьего федерального проекта комплексной программы РТТН: «Разработка технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий».

В традиционной атомной энергетике для получения электричества и тепла используется энергия, выделяемая при реакции деления более тяжелых атомных ядер на более легкие. Управляемый термоядерный синтез подразумевает извлечение энергии при обратном процессе: образовании более тяжелых ядер из более легких.

Сливаясь, легкие атомные ядра образуют более тяжелое ядро, однако его масса оказывается меньше, чем у двух исходных ядер. Согласно знаменитому уравнению E=mc², эта разница высвобождается в форме энергии.

Естественным путем термоядерный синтез протекает в ядрах многих звезд, а выделяемая при этом энергия служит источником их тепла и света.

Большинство разрабатываемых концепций термоядерного синтеза предлагают использовать в качестве термоядерного топлива смесь изотопов водорода: дейтерия и трития. Считанных граммов такого горючего хватит на целый тераджоуль энергии — столько житель развитой страны потребляет за 60 лет.

Дейтерий содержится в обычной морской воде, а технология его извлечения давно освоена — мировое производство уже исчисляется десятками тысяч тонн в год. Тритий же на Земле практически не встречается, поэтому его предполагается получать нейтронным облучением лития, разведанные запасы которого исчисляются десятками миллионов тонн. Для использования в термоядерных реакторах этих объемов человечеству хватит на миллионы лет.

Рассматриваются и другие варианты термоядерного топлива. Например, смесь дейтерия и гелия-3 — обильные запасы последнего есть на Луне. Такой вид топлива как раз может использоваться для колоний на Луне.

Проблема со всеми этими вариантами: осуществить их синтез технологически гораздо сложнее, нежели синтез дейтерия и трития. Ожидается, что первые рабочие прототипы (как, вероятно, и первые промышленные экземпляры) термоядерных реакторов будут работать именно на дейтерии с тритием, а синтез на основе других элементов будет освоен в ходе дальнейшего развития реакторных технологий.

Термоядерные реакторы, так же, как и энергоблоки обычных АЭС, не производят парниковых выбросов. Распространение промышленных термоядерных электростанций, наряду с ядерными реакторами нового (IV) поколения, обеспечит глобальный переход к низкоуглеродной энергетике.  

При нарушении условий реакция не становится неконтролируемой, а попросту прекращается, не вызывая существенных разрушений. Происходит это в доли секунды.

Один из компонентов предполагаемого термоядерного топлива — тритий — радиоактивен, но это не представляет проблемы. Период его полураспада составляет всего 12 лет. Небольшое его количество может оставаться в системах вакуумной откачки. Тритий может быть опасен только тогда, когда он попадает в легкие человека, поэтому работа на термоядерных станциях должна учитывать этот фактор.

При работе термоядерного реактора не образуются долгоживущие радиоактивные отходы. Единственный продукт синтеза на дейтерий-тритиевом топливе — излучение, состоящее из нейтронов и альфа-частиц. Первые будут отдавать энергию теплоносителю для производства электроэнергии. Энергию вторых планируют использовать внутри реактора.

Получаемый при термоядерном синтезе поток высокоэнергетичных нейтронов можно использовать для дожигания радиоактивных отходов классических АЭС и предприятий по обогащению урана. При этом из них будет вырабатываться новое ядерное топливо из фактически неиспользуемого сейчас урана-238, которого более 90%. Такая схема лежит в основе проектов гибридных реакторов: они имеют все шансы стать первым промышленным воплощением управляемого термоядерного синтеза.

Как происходит синтез двух атомных ядер? Чтобы добиться слияния, необходимо их в достаточной степени сблизить — на расстояние не более 1 фемтометра (одной квадриллионной части метра). На столь малой дистанции короткодействующее сильное взаимодействие между частицами ядер оказывается сильнее кулоновского отталкивания (так называются силы взаимного отталкивания одинаково заряженных частиц) между ними.

Происходить это будет следующим образом: топливо разогревается до огромных температур и превращается в плазму. Если энергия теплового движения частиц этой плазмы (попросту говоря, ее температура) окажется достаточно велика, частицы смогут соударяться с силой, достаточной для преодоления кулоновского барьера и осуществления реакции синтеза. Отсюда и название процесса — управляемый термоядерный синтез.

В солнечном ядре температура достигает 15 млн градусов Цельсия. А насколько горячей должна быть плазма в термоядерном реакторе? Для дейтерий-тритиевого синтеза необходима температура не менее 100 млн градусов. Более сложные варианты потребуют куда большего: например, для синтеза водорода с бором необходим 1 млрд градусов.

Раскаленную до 100 млн градусов плазму необходимо как-то удерживать от контакта со стенками камеры, в которой она создается. Дело в том, что любой материал при такой температуре моментально испаряется. Впрочем, если не позаботиться об удержании, даже до этого не дойдет: камера расплавится еще на этапе нагревания топлива, и никакой плазмы не получится.

Сегодня наиболее технически проработано магнитное удержание плазмы — когда ее стабилизируют внутри камеры с помощью магнитных полей. Самая распространенная конфигурация для этого — токамак, что расшифровывается как «тороидальная камера с магнитными катушками».

Это вакуумная установка в форме бублика, в которой плазма разогревается пропускаемым через нее током, а удерживается магнитными полями от внешних катушек. Предложили ее в начале 1950-х советские академики Игорь Тамм и Андрей Сахаров, а в 1968-м исследователи из Курчатовского института получили на таком оборудовании первый практический результат — плазму, у которой электроны были разогреты до 11,6 млн градусов. Это произвело настоящий фурор: с конца 60-х токамаки строят в исследовательских лабораториях по всему миру, за всю историю было построено порядка 300 таких установок.

Второй, куда менее проработанный, но перспективный вариант удержания плазмы — инерциальный. Концепция заключается в очень быстром нагреве топлива с помощью лазеров, в результате чего образовавшаяся плазма удерживается в сжатом состоянии под действием собственных сил инерции.

Происходит это так: термоядерное топливо концентрируют в специальном сосуде (капсуле), высокоэнергетический лазер мгновенно нагревает его внешний слой, он взрывается наружу, реактивная сила этого взрыва сжимает и раскаляет внутреннюю часть мишени. Серией направленных микровзрывов от лазерных импульсов можно будет получить сжатую плазму и запустить в ней термоядерную реакцию.

Для реализации такого на практике необходимо появление новых лазерных технологий. Их разработкой занимаются в ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ» и ИПФ РАН. Установка для демонстрации возможностей лазерного термоядерного синтеза сооружается на площадке ВНИИЭФ.

В рамках разработки таких устройств планируется разработка нескольких образцов усилительного модуля с энергией импульса 10 килоджоулей и частотой повторения 10 Гц. К нему создана инновационная система удаленной диодной накачки — в ней излучение от матрицы диодов с помощью линз будет собираться в луч необходимой конфигурации, который затем будет передаваться в усилительный модуль.

Ожидается, что появление такого оборудования сделает возможными не только эксперименты по лазерному термоядерному синтезу, но и исследования новых явлений на стыке физики высоких энергий и сверхсильных полей. Приступить к ним планируют в долгосрочной перспективе в рамках научной программы Национального центра физики и математики в Сарове.

Россия — инициатор и ключевой участник международного проекта по созданию крупнейшего в мире экспериментального термоядерного реактора. Он называется ИТЭР (International Thermonuclear Experimental Reactor), возводится с 2007 года на юге Франции совместными усилиями 35 стран.

Реакторный комплекс занимает участок 180 га, а сам реактор будет представлять собой токамак высотой 30 метров и весом 23 тыс. тонн. Общая длина сверхпроводящих проводов для его электромагнитных систем составит более 100 тыс. км. Ожидается, что плазму на ИТЭР удастся разогреть до 300 млн градусов, что в 20 раз выше температуры в ядре Солнца.

Идея этого проекта и инициатива по его созданию принадлежит российскому академику Евгению Велихову. В ходе экспериментов на этой установке собираются обосновать возможность промышленной технологии выработки термоядерной энергии — доказать, что с помощью термоядерного синтеза можно получать существенно больше энергии, чем расходуется на саму реакцию.

Отношение полученной энергии к затраченной называют коэффициентом усиления термоядерной энергии и обозначают символом Q. Максимальный Q, которого достигали на опытных установках, не превышает 0,67: потратив 24 МВт тепловой энергии, удавалось произвести 16 МВт термоядерной. На ИТЭР ожидается получить Q>10 — и это станет ключевой вехой.

Часть энергии, выделяемой при синтезе на дейтерий-тритиевом топливе, приходится на альфа-частицы. Если такой синтез начнет выдавать существенно больше энергии, чем расходуется на его запуск, может получиться, что энергия испускаемых альфа-частиц равна энергии запуска.

А значит, если удерживать эти частицы внутри магнитного поля реактора, они будут отдавать свою энергию плазме. Тогда, в теории, подачи энергии извне для поддержания синтеза не потребуется – таким образом реакция станет самоподдерживающейся.

Россия отвечает за разработку, изготовление и поставку ключевых компонентов реактора ИТЭР — в общей сложности 25 систем, включая устройства дополнительного нагрева плазмы, сверхпроводящий магнит для ее удержания и конструкции вакуумной камеры, в которой плазма будет создаваться и удерживаться.

После получения проектных результатов в рамках проекта ИТЭР его участники планируют перейти к созданию установок следующего поколения — так называемых ДЕМО (от «демонстрационный термоядерный реактор»). Некоторые страны-участницы, включая Россию, построят их уже на своей территории.

Такие установки послужат демонстрационными прототипами промышленных термоядерных реакторов. Если на ИТЭР планируют разово получить около 500 МВт термоядерной энергии в ходе эксперимента, длящегося порядка 17 минут, то ДЕМО смогут генерировать 2 ГВт.

Для отработки технологий будущих термоядерных реакторов предназначен российский опытный токамак Т-15МД, действующий в НИЦ «Курчатовский институт». На нем испытывают решения как для ИТЭР, так и для будущих отечественных установок.

Т-15МД создан с помощью глубокой модернизации экспериментальной установки Т-15, работавшей с 1988 года. Модернизация заключалась в практически полном воссоздании с нуля: заменены вакуумная камера, системы нагрева и удержания плазмы, электропитания.

В 2024 году планируется вывести токамак на рабочую мощность 12 МВт, а к 2030-му — довести ее до 25 МВт. Ожидается, что плазму в опытном реакторе можно будет разогревать до 100 млн градусов.

Т-15МД сможет работать в двух различных режимах эксплуатации — он послужит исследовательским прототипом как термоядерного реактора, так и гибридного, то есть действующего по схеме «синтез-деление». Предполагается, что разработка этой технологии позволит существенно ускорить промышленное внедрение управляемого термоядерного синтеза.

Гибридный реактор устроен следующим образом: в раскаленной плазме внутри вакуумной камеры токамака осуществляется термоядерный синтез, а получаемые при этом нейтроны используются для запуска реакции деления на ядерном топливе. Оно размещается здесь же, внутри вакуумной камеры, в отсеках так называемого бланкета (англ. blanket, «одеяло») — специальной конструкции, которая «окутывает» плазму, подобно одеялу.

На гибридном реакторе, так же, как и на термоядерном, будут получаться нейтроны очень высокого энергетического спектра — каждый будет нести в себе миллионы электронвольт (единица энергии частиц, 1 электронвольт равен энергии электрона, ускоренного в электрическом потенциале 1 вольт): 2,5 млн при синтезе на чистом дейтерии и 14 млн при синтезе на дейтерии и тритии. Поэтому в качестве ядерного топлива такие установки смогут использовать не уран, а более распространенный и дешевый торий, отработавшее топливо с обычных АЭС и отходы предприятий по обогащению урана.

Риск техногенной катастрофы на гибридном реакторе, так же, как и на термоядерном, полностью исключен: деление топлива в бланкете не самоподдерживающееся, а стимулируется за счет нейтронов, вылетающих из плазмы. При любой ошибке плазма попросту исчезает, и деление сразу же прекращается — без разрушительных последствий и утечек радиации.

В 2023 году в России начались работы по созданию эскизного проекта токамака с реакторными технологиями (ТРТ). Он станет прототипом будущего промышленного термоядерного реактора и нейтронного источника (гибридной установки «синтез-деление»).

Сейчас создается будущая инфраструктура, для этого модернизируют существующий термоядерный комплекс с экспериментальными установками ТСП (токамак с сильным полем) и Т-11М. Конструкторская документация ТРТ должна быть утверждена в 2024 году. Сборка основных элементов ТРТ запланирована на 2030 год.

ТРТ позволит развить и применить знания и опыт, полученные при реализации проекта ИТЭР. Россия, в качестве участника проекта ИТЭР, обладает правами на использование всей научно-технической информации — от конструкторской документации до результатов расчетов и экспериментов. При этом на ТРТ будет впервые отработано большое количество новейших технологий, которых на международной установке (и нигде в мире) нет.

Плазма в ТРТ сможет разогреваться до 150 млн градусов. Для этого российскую установку оснастят высокоэффективными гиротронами (источниками мощного СВЧ-излучения) мегаваттного диапазона, разрабатываемыми в Институте прикладной физики РАН. Их частота составит 230 ГГц, что соответствует тороидальному магнитному полю токамака. В ИТЭР применяются гиротроны на 170 ГГц.

Чтобы передавать ток без потерь, им не требуется охлаждения жидким гелием (температура не выше -267 градусов Цельсия), как обычным сверхпроводникам, а достаточно охлаждения жидким азотом (-196 градусов) при одной и той же величине создаваемого магнитного поля.

Кроме более высокой рабочей температуры у магнитной системы на ВТСП-2 есть еще одна важная особенность — более высокое критическое магнитное поле. Это позволит сделать ТРТ более компактным, но при этом индукция поля в нем будет существенно выше, чем в ИТЭР: 8 тесла против 5,3 (1 тесла — это индукция поля, в котором на 1 метр проводника, по которому течет ток силой в 1 ампер, действует сила в 1 ньютон).

Развитие управляемого термоядерного синтеза подразумевает освоение широкого промышленного производства ВТСП-2. Это, в свою очередь, сделает такие материалы доступными для других отраслей, в которых у них немалые перспективы — от транспорта до медицины, не говоря уже о многих научных приложениях.

Одна из уникальных инноваций, которые будут отрабатывать на ТРТ, — жидкометаллическая литиевая защита первой стенки токамака. Она расположена ближе всего к раскаленной плазме и подвержена наибольшему износу — на нее приходится самая большая тепловая нагрузка. Покрытие стенки жидким литием позволит переизлучать (отражать) тепловой поток, а постепенное испарение лития будет компенсироваться подачей нового через специальный эмиттер.

На ТРТ также будут развивать наработки по гибридному режиму работы «синтез-деление» с загрузкой делящегося ядерного топлива в бланкет. На первом этапе технология будет испытываться на Т-15МД. Наработки по литию лягут в основу испытаний на ТРТ технологии получения и применения трития. Предполагается, что этот изотоп водорода будет вырабатываться в результате облучения лития вылетающими из плазмы нейтронами, после чего его можно будет использовать в качестве топлива для термоядерного синтеза.

Технологии управления плазмой имеют не только энергетическое приложение — благодаря им произойдут прорывы во множестве самых разных областей, от медицины до освоения космоса.

Получаемый при термоядерном синтезе поток высокоэнергетических нейтронов можно применять для наработки новых, ранее недоступных изотопов, как в интересах фундаментальных исследований, так и в сугубо практических целях — например, для медицины и промышленности. Не говоря уже о том, что таким потоком можно облучать различные конструкционные материалы, чтобы испытывать их на прочность.

Создать источник такого нейтронного потока несравнимо проще, чем термоядерный реактор: ему достаточно десятков (а не сотен) миллионов градусов, выход энергии не должен превышать затрат на ее получение, а еще сырье для синтеза дешевле и доступнее — можно использовать монотопливо из чистого дейтерия.

Над созданием компактного интенсивного источника нейтронов работают в ГНЦ РФ ТРИНИТИ. В нем два ускорителя будут «выстреливать» пучки плазмы навстречу друг другу, при столкновении будут получаться нейтроны с энергиями в миллионы электронвольт. Установку планируют использовать для испытаний элементов и материалов будущих термоядерных реакторов.

Уже собрано больше половины устройства: готовы новые мощные импульсные ускорители плазмы, конденсаторный накопитель для его питания с запасаемой энергией 2,2 мегаджоуля, а также комплекс плазменной диагностики. Ожидается, что испытывать установку начнут до конца 2023 года, а пользоваться ей можно будет уже в 2024-м.

Ученым давно известно, что обрабатывая поверхности материалов лазером и плазмой, можно менять их свойства: например, в случае с металлами — повышать прочность и коррозионную стойкость. Такие материалы востребованы в самых разных сферах, включая энергетику, космос, авиацию и медицину.

Разработкой промышленной установки для комплексной лазерно-плазменной обработки деталей занимаются в ГНЦ РФ ТРИНИТИ. В ней элементы различных конструкций будут упрочняться плавлением верхнего слоя с помощью плазмы и последующим лазерным наклепом — то есть созданием интенсивного давления в материале.

Плазма будет подаваться в форме пучков с помощью квазистационарного (импульсного) ускорителя. Уже выбраны рабочие параметры для него, создана система импульсного энергопитания для лазера. Опытный образец промышленной установки будет готов в 2024 году.

Плазменный ускоритель можно использовать в качестве очень мощного и эффективного двигателя — такого, который сделает осуществимым освоение дальнего космоса. Колонии и добыча ресурсов на Луне и Марсе, регулярное межпланетное транспортное сообщение, полеты к краю Солнечной системы — все это станет возможно благодаря мощным плазменным двигателям.

Современные ракеты летают на химических двигателях, сжигающих топливо. Дальние космические перелеты с их помощью практически неосуществимы из-за невообразимых объемов горючего, которые бы для этого потребовались. Проблему решает двигатель, испускающий не раскаленные газы от сгорающего топлива, а атомы раскаленной плазмы. Данной технологии больше полувека: первым аппаратом с плазменными двигателями стал советский «Зонд-2», запущенный к Марсу в 1964 году. Они состояли из двух конденсаторов, пары электродов и пластикового изолятора. Конденсаторы создавали электрический пробой с напряжением в тысячу вольт, который испарял пластик — тот превращался в плазму с температурой 30 тыс. градусов, истекавшую со скоростью 16 км/с, что втрое больше импульса тяги в химических ракетных двигателях (до 5 км/с).

Как тогда, так и сейчас плазменные двигатели применяются исключительно для маневрирования — они слишком маленькие и недостаточно мощные для того, чтобы использоваться в качестве маршевых. Для решения этой проблемы в НИЦ «Курчатовский институт», ГНЦ РФ ТРИНИТИ и ГНЦ «Центр Келдыша» разрабатывают электрореактивные двигатели на базе плазменных технологий. В этих установках плазма создается электронным разогревом газа, после чего ею «выстреливают», разгоняя магнитными полями.

Планируется создание двигателей с мощностями до 300 кВт, КПД выше 55% и удельным импульсом до 150 км/с. На прототипе магнитоплазменного ускорителя, который будет использован в таких агрегатах, уже получен удельный импульс до 100 км/с. Работы над прототипами плазменных двигателей завершатся в 2024 году, на 2025–2026 годы запланированы ресурсные испытания.