Прогресс в термоядерной энергетике

Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м3 была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (~100 м3). Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.

Температура плазмы T, которая, как указывалось выше, должна превышать 100 M°C. 
Давление плазмы P. Скорость реакции примерно пропорциональна P2. 
«Время удержания энергии» τE, определяемое отношением:

τE = (энергия в плазме) / (мощность, требуемая для поддержания плазмы горячей)

Величина τE определяет, насколько успешно магнитное поле изолирует плазму от окружения. Очевидно, что более высоким значениям τE соответствует более высокая эффективность реактора и его способность производить энергию.

Оказывается, что выигрыш в энергии для данного реактора определяется «произведением слияния», то есть величиной P × τE. Если давление P измеряется в единицах атмосферы, а τE в секундах, то для термоядерной установки это произведение должно быть выше 10. На рис. 2 представлено последовательное «стремление к совершенству» в координатах PτE и T, демонстрирующее параметры, полученные на разных устройствах типа токамак за время их развития. Рисунок показывает, как постепенно параметры установок приближаются к значениям, требуемым для создания реально работающей термоядерной энергетической установки.


Можно не сомневаться, что параметры создаваемого реактора ITER позволят достигнуть требуемой области значений, указанной вверху справа на рис. 2. Все его линейные параметры превосходят установку JET вдвое, вследствие чего энергия плазмы (при прочих равных условиях) должна теоретически возрасти в восемь раз. При этом поверхность, через которую происходит утечка энергии, увеличивается только в четыре раза, вследствие можно ожидать возрастания тепловыделения в два раза, что должно автоматически увеличивать время удерживания примерно в четыре раза. В действительности дело может обстоять даже еще лучше, поскольку (из-за большей напряженности магнитных полей) в реакторе ITER «магнитная бутылка» должна быть более «прочной», что позволит удерживать плазму при более высоких давлениях и еще больше повысить эффективность.5 

Кроме этого, необходимо подчеркнуть, что за последние два десятилетия наблюдался и значительный прогресс в теоретическом понимании поведения плазмы. В этой области необходимо отметить два результата, имеющих особую важность в рассматриваемых задачах:

1. Была обнаружена способность горячей плазмы (предсказанная ранее в лаборатории Culham, Великобритания) к самогенерации собственного тока, что получило название «зашнуровки» плазмы. Например, можно ожидать, что примерно 80% от тока величиной 15 MA, необходимого для удержания плазмы в реакторе ITER, будет возникать на основе этого эффекта, в результате чего поддержание рабочего режима реактора потребует намного меньше энергии, а само управление его работой станет гораздо более простым.

2. В Институте физики плазмы в Гархинге (Garching, Германия) в экспериментах по термоядерному слиянию наблюдался режим «высокого удержания», позволяющий значительно повысить давление в системе (то есть увеличить эффективность работы установки) при некоторых значениях магнитного поля в установке.

С другой стороны, мы не должны, конечно, исключать возможность обнаружения каких-то негативных тенденций при развитии данного направления науки и связанных с ней технологий. Например, нет никаких гарантий, что при изучении плазмы в реакторе ITER мы не столкнемся с возникновением новых видов неустойчивости, несмотря на то, что пока все теоретические и модельные исследовании указывают на низкую вероятность таких эффектов. Выше упоминались штрокие перспективы, связанные с возможностью «зашнуровки», но может оказаться, что мы не сможем управлять такими токами. В этом случае нам придется управлять реактором в режиме длительных импульсов (например, около восьми часов), находя при этом способы сохранять тепло и поддерживать отдачу электрической энергии между импульсами. Возможно даже, что эти проблемы заставят нас вообще отказаться от использования установок типа токамак и вновь вернуться к идее стеллараторов (см. Примечание 4).

Основной следующий шаг состоит в построении реактора ITER, спроектированного с целью демонстрации самой возможности поджигания плазмы и получения на этой основе хотя бы десятикратного выигрыша в энергии (по отношению к энергии, затрачиваемой на разогрев плазмы). Реактор ITER будет представлять собой экспериментальное устройство, которое даже не будет снабжено турбинами для производства электроэнергии и устройствами для ее использования. Целью его создания является изучение условий, которые должны выполняться при работе таких энергетических установок, а также создание на этой основе настоящих, экономически выгодных электростанций, которые по размерам, по-видимому, должны превосходить ITER (по крайней мере на 30% в каждом из измерений). Создание реальных прототипов термоядерных электростанций (то есть станций, полностью оборудованных турбинами и т. д.) требует решения двух следующих задач. Во-первых, необходимо продолжить разработку новых материалов (способных выдерживать очень суровые условия эксплуатации в описанных условиях) и провести их испытания в соответствии со специальными правилами для аппаратуры системы IFMIF (International Fusion Irradiation Facility), описанной ниже. Во-вторых, необходимо решить много чисто технических задач и развить новые технологии, относящиеся к дистанционному управлению, нагреву, конструкции оболочек, топливным циклам и т. д.

На рис. 3 показан реактор ITER, превосходящий установку JET не только по всем линейным размерам (примерно вдвое), но и по величине используемых в нем магнитных полей и протекающих через плазму токов. Целью создания этого реактора является демонстрация возможностей объединенных усилий физиков и инженеров при конструировании крупномасштабной термоядерной электростанции. Намеченная проектировщиками мощность установки 500 МВт (при затрате энергии на входе системы всего около 50 МВт).

Реактор ITER создается консорциумом, в который входят Европейское Сообщество, Япония, Россия, США, Китай, Южная Корея и Индия. Общая численность населения этих стран составляет около половины всего населения Земли, так что проект можно назвать глобальным ответом на глобальный вызов. Основные компоненты и узлы реактора ITER уже созданы и испытаны, а строительство уже начато в местечке Кадараш (Франция). Запуск реактора запланирован на 2018 год, а получение дейтерий-водородной плазмы — на 2026 год, так как ввод реактора в действие требует длительных и серьезных испытаний для плазмы из водорода и дейтерия. 
 



Рабочий цикл известной установки JET составляет примерно 1 минуту, так как ее тороидальные катушки (создающие магнитное поле) изготовлены из меди и быстро нагреваются. Магнитные катушки реактора ITER созданы на основе сверхпроводящих материалов (что, в принципе, позволяет работать непрерывно при условии поддержания тока в плазме), так что проектировщики надеются обеспечить гарантированный рабочий цикл длительностью не менее 10 минут. Понятно, что наличие сверхпроводящих магнитных катушек является принципиально важным для непрерывной работы реальной термоядерной электростанции. Сверхпроводящие катушки уже применялись в устройствах типа токамак, однако ранее они не использовались в столь крупномасштабных установках, рассчитанных на тритиевую плазму. Кроме этого, в реакторе ITER будут впервые использованы и испытаны разные модули оболочки, предназначенные для работы в реальных станциях, где могут генерироваться или «восстанавливаться» ядра трития. 
 

Основной целью постройки реактора ITER является демонстрация уже достигнутых успехов в управлении плазмой и возможности реального получения энергии в термоядерных устройствах на основе существующей аппаратуры. Дальнейшее развитие в этом направлении, конечно, потребует многих усилий для повышения эффективности работы устройств, особенно с точки зрения их экономической целесообразности, что связано с серьезными и длительными исследованиями, как на реакторе ITER, так и на других устройствах. Среди поставленных задач следует особо выделить три следующие: 


1. Необходимо показать, что существующий уровень науки и техники уже позволяет получать десятикратный выигрыш в энергии (по сравнению с затрачиваемой для поддержания процесса) при контролируемом процессе ядерного синтеза. Реакция должна протекать без возникновения опасных неустойчивых режимов, без перегрева и повреждения материалов конструкции и без нарушения чистоты ядерного топлива. Эти цели уже были достигнуты при испытаниях небольших установок и отдельных устройств, однако создание реактора ITER позволит проверить надежность методов управления на гораздо более крупной установке, производящей гораздо больше энергии в течение длительного времени. Реактор ITER проектируется для проверки и согласования требований, и его создание является весьма сложной и интересной задачей. 

2. Необходимо изучить методы повышения давления в плазме (напомним, что скорость реакции при заданной температуре пропорциональна квадрату давления), для предотвращения возникновения опасных неустойчивых режимов поведения плазмы. Успех исследований в этом направлении позволит либо обеспечить работу реактора при более высокой плотности плазмы, либо понизить требования к напряженности создаваемых магнитных полей, что существенно уменьшит стоимость производимой реактором электроэнергии. 

3. Испытания должны подтвердить, что непрерывная работа реактора в устойчивом режиме может быть обеспечена реально (с экономической и технической точек зрения это требование представляется очень важным, если не основным), а запуск установки можно будет осуществлять без огромных затрат энергии. Исследователи и проектировщики очень надеются, что «непрерывное» течение плазменного тока может быть обеспечено дополнительным подогревом плазмы (за счет радиочастотного и пучкового облучения), а также упоминавшимися выше собственными, «зашнуровывающими» токами. 
Проблема материалов 

Создание материалов для любой термоядерной установки является очень сложной задачей, поскольку они (особенно те, которые располагаются в непосредственной близости к плазменному шнуру) должны работать в течение многих лет при непрерывной бомбардировке интенсивным потоком (~2,5 MВт·м–2) нейтронов с энергией около 14 МэВ. Облучение потоком высокоэнергетических нейтронов должно неизбежно приводить к смещению атомов в материале оболочки от своих средних положений в кристаллической решетке (в среднем каждый такой атом будет подвергаться смещению примерно 30 раз в течение года). Обычно смещенные атомы возвращаются в исходные положения за счет тепловых колебаний решетки, позволяющих таким атомам занимать свободные узлы решетки (вакансии), однако в сложных условиях свободные атомы и вакансии могут мигрировать по-разному. В этом случае отдельные атомы и вакансии будут скапливаться на границах кристаллических зёрен, что практически всегда приводит к «разбуханию» материала, повышению его хрупкости и общему снижению механической прочности. 
 



Ранее считалось, что длительное нейтронное облучение без сильных повреждений могут выдерживать только специальные, экзотические материалы (например, композитная керамика на основе карбида кремния). Однако в 1990-х годах было обнаружено, что высокой стойкостью при этих условиях могут обладать также некоторые сорта стали, имеющие специфический тип кристаллической решетки (а именно — объемно-центрированную структуру). Испытания на реакторах подтвердили, что детали, изготовленные из таких типов стали, действительно могут работать в требуемых условиях в течение примерно пяти лет без замены, что стало очень приятным сюрпризом для проектировщиков и инженеров. С учетом далекой перспективы, необходимо продолжить разработку композитов из карбида кремния, способные выдерживать очень высокие температуры (возможно, выше 1000°C), и это позволит значительно повысить термодинамическую эффективность установок, что является основной целью конструкторов. 

Возникающие при реакции ядерного синтеза нейтроны инициируют ядерные реакции с образованием гелия в материалах конструкции, причем вероятность такого процесса в 100 раз выше вероятности смещения атомов из узлов кристаллической решетки под воздействием нейтронов деления, которые имеют существенно более низкую энергию. Поэтому проектировщики серьезно опасаются, что гелий будет накапливаться внутри конструкционных материалов, вызывая заметное ослабление их структуры. Кроме того, материалы для так называемой «облицовки плазмы» и дивертеры (устройства, используемые для удаления примесей и гелиевой «золы», возникающей в плазме при слиянии ядер D и T) подвергаются дополнительным воздействиям потоков частиц плазмы и электромагнитного излучения. Мощность таких потоков является очень высокой (500 кВт·м–2 и 10 кВт·м–2, соответственно), что создает серьезные трудности при отборе материалов. Для решения этой проблемы уже предложены некоторые методики, однако они должны быть развиты и проверены при испытаниях в рабочем режиме реактора. 

Сейчас уже существует достаточно большое число материалов, способных сохранять прочность при длительной бомбардировке нейтронами (стоит учитывать, что подвергаемые особо интенсивному облучению детали могут просто периодически заменяться). Конечно, все такие материалы должны пройти длительные, многолетние и тщательные испытания в условиях практической эксплуатации, прежде чем они будут сертифицированы и начнут использоваться на практике. Пока единственной возможностью обработки материалов потоками нейтронов с требуемыми характеристиками (плотность, распределение по энергии и интенсивность), соответствующими нейтронному излучению реактора, остаются создаваемые на основе ускорителей опытные установки. Условия испытаний и используемые приборы определяются требованиями программы аппаратуры IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility), специально созданной для стандартизации результатов испытаний различных материалов, предназначенных для работы в условиях облучения, создаваемого при реакциях синтеза в термоядерных устройствах. Кроме того, при отборе и оценке материалов применяются методы математического моделирования и специальные эксперименты (например, с использованием нейтронов, возникающих при реакциях деления ядер или из других источников). Конечно, ни испытания аппаратурой IFMIF, ни вспомогательные методики не могут обеспечить достаточно надежную оценку характеристик используемых материалов в реальных условиях эксплуатации.

Более того, получить точные характеристики материалов не удастся даже при прямых испытаниях на реакторе ITER после начала его работы, что связано со следующими обстоятельствами. Во-первых, мощность нейтронного потока реактора ITER будет составлять лишь около 30% от мощности, создаваемой будущими термоядерными станциями. Во-вторых, ITER будет представлять собой только экспериментальное термоядерное устройство, работающее (как планируется) лишь несколько часов в день, между тем как аппаратура IFMIF должна функционировать в реальной термоядерной электростанции, производящей несколько ГВт энергии при непрерывном режиме работы. 

Стоимость испытательной аппаратуры IFMIF составляет около 1 миллиарда евро. Она включает в себя два ускорителя (мощностью по 5 МВт), позволяющих ускорять дейтроны до энергии 40 МэВ, что представляет собой очень непростую научно-техническую задачу. В установке два пучка направляются на мишень из жидкого лития, в результате чего возникают выбиваемые из дейтронов нейтроны, интенсивность и распределение которых по энергии близко к характеристикам, соответствующим условиям в тех малых объемах термоядерного реактора, где должны функционировать изделия из испытуемых материалов. 

Проектирование термоядерных станций

Последнее и наиболее полное исследование концептуальных проблем проектирования и создания термоядерных электростанций было осуществлено к 2005 году в рамках Европейского соглашения по развитию термоядерной энергетики (European Fusion Development Agreement). В этом документе отмечалась ценность уже полученных результатов, подтверждающих «жизнеспособность» термоядерной энергетики, и намечались основные пути развития, обсуждаемые ниже. Авторы полагали, что первые термоядерные электростанции будут созданы, скорее всего, на основе уже известных устройств типа токамак (типа ITER/JET), а не в виде так называемых стеллараторов (см. Примечание 4) или сферических стеллараторов (см. Примечание 7). Эта позиция казалась совершенно ясной, пока развитие проекта ITER не привело к неожиданным сюрпризам. 

В качестве возможных вариантов создания реактора рассматривались четыре модели (А–D), отличавшиеся проектом установки, особенностями физического поведения плазмы, а также технологическими правилами и ограничениями. Конечной целью проектировщиков во всех случаях была экономическая оптимальность в целом, представляемая в виде некоторой функции от основных параметров конструкции. Параметризация стоимости производимой реактором электроэнергии должна была в дальнейшем использоваться для определения приоритетных направлений исследований и развития в рассматриваемой области.

Рассчитанные на ближайшую перспективу модели (A и B) основывались на простой экстраполяции уже полученных результатов и предлагали относительно консервативное развитие идей, заложенных в проект ITER. С другой стороны, авторы моделей C и D предполагали возможное существенное улучшение эффективности реактора, особенно в отношении формы плазмы, устойчивости ее поведения и возможности защиты упоминавшихся выше дивертеров (устройств, используемых для удаления примесей и гелиевой «золы»). Аналогично этому, авторы модели А предлагали использовать традиционные для области материалы, в то время как авторы моделей B–D надеялись на то, что в будущем будут созданы новые материалы, позволяющие обеспечить работу установки при значительно более высоких температурах, что должно существенно повысить ее «термодинамическую эффективность», относящуюся к процессам преобразования энергии слияния ядер в электрическую энергию. 

Исследования показали, что стоимость производимой при помощи термоядерных реакций энергии уменьшается с ростом генерируемой мощности Pe, причем это уменьшение описывается приблизительно степенной зависимостью вида Pe–0,4. При этом предполагалось, что максимальная мощность станции, приемлемая для внешней энергетической системы, составит 1,5 ГВт. С учетом роста рабочей температуры и термодинамической эффективности, мощность станции в разных проектах изменялась, уменьшаясь от модели А (с мощностью 5 ГВт термоядерной энергии) к модели D (с мощностью 2,5 ГВт термоядерной энергии). Конечная стоимость получаемой с помощью термоядерных реакций электроэнергии в разных моделях, естественно, очень сильно зависит от капитальных вложений в строительство реакторов. Полную стоимость столь длительного и сложного проекта оценить очень сложно, поскольку цены и расходы на строительство наверняка будут изменяться. Для грубых оценок стоимости производимой энергии можно считать, что она (помимо затрат на строительство) будет зависеть только от двух факторов: банковской учетной ставки d и степени доступности энергии для потребителя а. Зависимости цены энергии от величин d и a приближенно описываются степенными законами ~d0,6 (при значениях d в интервале от 5 до 10%) и a–0,6, а приводимые ниже оценки стоимости энергии основаны на предположении, что параметр d равен 6% (это близко к реальному уровню), а параметр а — 0,75. Обеспечение высокой степени доступности энергии для потребителя станет, по-видимому, основной проблемой при создании будущих термоядерных станций. Доведение этого параметра примерно до 75% будет способствовать интенсивному развитию станций, в результате чего очень быстро будут решены и многие другие технические проблемы системного развития технологий, связанные с управлением, обеспечением надежности, методами строительства (с учетом опыта создания атомных станций) и т. п. 

Стоимость производимой станциями электроэнергии, по оценкам самих авторов проектов, изменялась в широких пределах: от 9 евроцентов/кВт (в исходной модели А) до 5 евроцентов/кВт (в исходной модели D), но предполагается, что эта цена будет уменьшаться по мере развития и «взросления» технологий. При этом даже высокая цена в модели А практически является вполне конкурентной, особенно с учетом нового налога на сжигание угля, введенного в связи с ограничением промышленных выбросов в атмосферу. Потребность в источниках энергии может заставить проектировать и строить более крупные термоядерные станции (с мощностью Pe > 1,5 ГВт), что должно привести к снижению стоимости производимой энергии, как упоминалось ранее. 

Конечно, не стоит относиться слишком серьезно к приведенным выше оценкам экономической эффективности термоядерных установок, но стоит отметить, что (по порядку величины) стоимость производимой ими энергии будет, по-видимому, вполне разумной и приемлемой. Из оценок можно сделать общий вывод, что создание термоядерных станций вполне разумно с точки зрения экономики, особенно если учесть их важность для сохранения окружающей среды. Реальность этих проектов подтверждается началом создания реактора ITER, разработкой специальной аппаратуры IFMIF для испытания требуемых материалов, а также быстрым развитием различных технологий, связанных с термоядерной энергетикой вообще.

Ускорение развития термоядерной энергетики

Еще совсем недавно считалось, что интенсивные исследования материалов и технологий, необходимых для создания термоядерных станций, следует благоразумно отложить до тех пор, когда реактор ITER будет введен в строй и продемонстрирует свою надежность. Сейчас ситуация изменилась, так как руководство Евросоюза и научная общественность пришли к выводу, что вероятность успешного запуска ITER очень высока. Важность создания термоядерной энергетики представляется сейчас настолько несомненной, что было бы разумнее развивать связанные с ней технологии и материалы уже сейчас, не дожидаясь завершения строительства реактора ITER и его ввода в эксплуатацию. Речь идет о возможности создании первого прототипа или демонстрационной термоядерной станции под условным названием «DEMO» (сокращение от Demonstrator), которую следовало бы построить в максимально сжатые сроки. Такой подход был назван некоторыми специалистами «прокладыванием колеи» для быстрого развития, хотя (учитывая особую важность термоядерной энергетики) следует отметить, что, к нашему глубокому разочарованию, она пока развивается очень медленно. 
 

Подробное изучение временных сроков и возможностей развития термоядерной энергетики было осуществлено в 2004 году организацией UKAEA Culham (Великобритания). Авторы исследования уже тогда предложили обеспечить достаточное финансирование всех связанных с термоядерной энергетикой разработок, не дожидаясь окончания переговоров относительно реактора, выбора места для его строительства, принятия новых политических и экономических решений и т. п. Кроме того, авторы пришли к выводу, что реализация проекта ITER не должна больше приводить к неприятным сюрпризам.6 Требуемая для окончательной оценки возможностей проекта «DEMO» информация будет оценена, конечно, лишь после анализа данных, полученных на реакторе ITER и в результате испытаний, проводимых на аппаратуре IFMIF. С использованием этой, точно «попадающей во время» информации можно предсказать, что через десять лет после создания реактора ITER и применения аппаратуры IFMIF мы сможем приступить к созданию демонстративной станции «DEMO» уже через 20 лет (а получать электроэнергию непосредственно в распределительные сети через 30 лет). Примерно через 10 лет после этого можно ожидать появления коммерческой сети реально действующих термоядерных электростанций.

Следует особо подчеркнуть, что описываемый подход (создание «колеи» для будущей технологии) является техническим проектом, а вовсе не предсказанием. Введение конкретных сроков и временных рамок потребует изменения направленности интересов связанных с этими работами ученых именно к «индустриальному» проекту. Разумеется, этот подход приведет и к соответствующим изменениям в области финансирования и выработки политических решений.

Документ организации Culham соответствует взвешенному подходу с низким уровнем риска7 , и его значение может даже существенно возрасти при изменении связанных с проектом финансовых рисков, то есть, например, если еще до запуска установки «DEMO» в экспериментах на реакторе ITER обнаружится, что возможна генерация и восстановление in situ ядер трития. Снижение финансовых рисков и ускорение сроков проектирования может быть обеспечено при условии параллельного создания нескольких установок одновременно. В частности, в рамках проекта «Apollo» было бы интересно начать изготовление установки типа «DEMO» (меньшего масштаба и с меньшей эффективностью) уже сейчас, сочетая параллельно и аккуратно конструкции ITER с аппаратурой IFMIF. Результатом таких разработок могла бы стать более совершенная система, в которой будут учтены все достижения конструирования реальной установки «DEMO», что позволит нам приблизиться к проектированию реальных термоядерных электростанций.

Заключение

Современный мир стоит перед очень серьезным энергетическим вызовом, который более точно можно назвать «неопределенным энергетическим кризисом». Проблема связана с тем, что запасы ископаемых горючих веществ могут иссякнуть уже во второй половине текущего столетия. Более того, сжигание ископаемых топлив может привести к необходимости каким-то образом связывать и «сохранять» выпускаемый в атмосферу углекислый газ (упомянутая выше программа CCS) для предотвращения серьезных изменений в климате планеты.

В настоящее время почти вся потребляемая человечеством энергия создается сжиганием ископаемых топлив, а решение проблемы может быть связано с использованием солнечной энергии или ядерной энергетики (созданием реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и т. п.). Глобальная проблема, обусловленная ростом населения развивающихся стран и их потребностью в повышении уровня жизни и увеличении объема производимой энергии, не может быть решена только на основе рассматриваемых подходов, хотя, конечно, следует поощрять любые попытки развития альтернативных методов выработки энергии.

Собственно говоря, у нас небольшой выбор стратегий поведения, и я считаю, что развитие термоядерной энергетики является исключительно важным, даже несмотря на отсутствие гарантии успеха. Газета Financial Times (от 25.01.2004) писала по этому поводу:

«Даже в том случае, если расходы на проект ITER значительно превысят исходную смету, вряд ли они достигнут уровня 1 миллиарда долларов в год. Такой уровень затрат следует считать весьма скромной платой за вполне разумную возможность создать новый источник энергии для всего человечества, особенно с учетом того, что уже в этом веке нам неизбежно придется расстаться с привычкой расточительно и безрассудно сжигать ископаемые виды топлива».

Я совершенно согласен с этой позицией, и проблема состоит лишь в оценке вероятности успеха в создании установки. Мне хочется надеяться, что Арцимович был прав, и «термоядерная энергетика появится тогда, когда она станет действительно необходима человечеству».
 

Будем надеяться на то, что никаких крупных и неожиданных сюрпризов на пути развития термоядерной энергетики не будет. Мы уже выработали вполне разумную и упорядоченную программу действий, которая (разумеется, при условии хорошей организации работ и достаточного их финансирования) должна привести к созданию прототипа термоядерной электростанции. В этом случае примерно через 30 лет мы сумеем впервые подать электрический ток от нее в энергетические сети, а еще через 10 с небольшим лет начнет работать первая коммерческая термоядерная электростанция. Возможно, что во второй половине нашего столетия энергия ядерного синтеза начнет заменять ископаемые топлива и постепенно станет играть всё более важную роль в обеспечении человечества энергией в глобальном масштабе.
 

Нет абсолютной гарантии, что задача создания термоядерной энергетики (в качестве эффективного и крупномасштабного источника энергии для всего человечества) завершится успешно, но я лично полагаю, что вероятность удачи в этом направлении достаточно высока. Учитывая огромный потенциал термоядерных станций, можно считать оправданными все затраты на проекты их быстрого (и даже ускоренного) развития, тем более, что эти капиталовложения выглядят весьма скромными на фоне чудовищного по объему мирового энергетического рынка (4 триллиона долларов в год8). Обеспечение потребностей человечества в энергии является очень серьезной проблемой. По мере того, как ископаемое топливо становится всё менее доступным (помимо этого, его использование становится нежелательным), ситуация изменяется, и мы просто не можем позволить себе не развивать термоядерную энергетику.

Примечания

1 Детская энциклопедия, М. Педагогика, 1973, т. 3, с. 381.

2 Приводимые в двух последних строках (гидростанции, ветер и т. д.) цифры даны в пересчете к так называемому «тепловому эквиваленту», то есть соответствуют количеству электричества, вырабатываемого при сжигании соответствующего количества ископаемого горючего.

3 В качестве единицы энергии используется величина 1 МэВ, равная энергии, которую приобретает электрон (или протон) под воздействием ускоряющего поля в 1 миллион вольт. Отметим сразу, что при химических реакциях (например, при сжигании каменного угля) выделяющаяся энергия обычно составляет около 1 эВ, что в десять миллионов раз меньше, чем в приведенной выше термоядерной реакции (1).

4 Название «Токамак» представляет собой аббревиатуру русского определения: ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками. Установки типа Токамак были предложены Игорем Таммом и Андреем Сахаровым, а затем разработаны Львом Арцимовичем. Установка представляет собой соленоид в виде тора (бублика), в котором магнитное поле создается как самим соленоидом, так и мощным электрическим током, протекающем через плазму. В такой камере вокруг тора формируется закрученное в виде некоторой спирали поле, удерживающее плазму внутри и не позволяющее ей взаимодействовать со стенками камеры. Ток, создающий спиральное магнитное поле, в начале процесса обеспечивается трансформаторной установкой, и именно поддержание достаточной силы тока в течение достаточно долгого времени является одной из основных проблем при осуществлении реакций синтеза в токамаках. Проблема частично решается подогревом описываемых систем за счет электромагнитного излучения или пучками частиц, а также созданием специальных магнитов, позволяющих непосредственно создавать спиральные магнитные поля и не требующих пропускать сильный ток через плазму при запуске процесса. На этом принципе работают установки, называемые стеллараторами, которые, однако, пока менее развиты, чем токамаки, что связано со сложностью их конструирования и создания.

5 Более подробный анализ поведения плазмы (включающий в себя полуэмпирические законы масштабирования, относящиеся к установкам разных размеров, разным значениям магнитных полей и токов в плазме) приводит к выводу, что время удержания связано с характерными линейными размерами L соотношением Lр, где показатель р лежит в диапазоне 2–3 (ближе к 3).

6 В исследовании Culham намечались некоторые конкретные действия и даты, однако сейчас их не стоит принимать во внимание, поскольку уже допущены нарушения «графика», а первые два условия, предложенные авторами, не выполнены. Установленные в 2004 году сроки переговоров, обусловленные сроками завершения проектирования и выбором места строительства реактора ITER, значительно затянулись. Кроме того, была создана ITER Organization и пересмотрен утвержденный в 2001 году проект ITER, который был «заморожен» после начала переговоров о месте строительства. Рост затрат на проектирование и создание ITER приводил к сокращению финансирования других разработок, что стало угрожать всем планам быстрого создания установки. Тем не менее общие выводы и предложения этого исследования сохраняют свою ценность, если считать, что мы вновь находимся на старте событий.

7 Сложности связаны с тем, что проектировщики должны получить разрешение на создание и работу установки «DEMO» на основе результатов работы реактора ITER и использования аппаратуры IFMIF. Поэтому остается неясным, можно ли получить необходимую для работы информацию без постройки относительно небольшого, «запускающего» реакцию синтеза уст