На вопросы корреспондентов издания AtomInfo.Ru ответил директор учреждения ГК "Росатом" "Проектный центр ИТЭР" (российское агентство международного проекта ИТЭР) Анатолий КРАСИЛЬНИКОВ.
- Анатолий Витальевич, по какому пути после пуска опытного реактора ИТЭР пойдёт дальше термоядерная энергетика?
- Все наши партнёры по проекту ИТЭР (а до недавнего времени и Российская Федерация) считают следующим шагом проект DEMO - демонстрационный термоядерный реактор.
В слово "демонстрационный" здесь вкладывается следующий смысл - должны быть показаны не просто сама реализуемость термоядерного горения и производство термоядерной мощности в виде 14 МэВ-ных нейтронов и 3,5 МэВ-ных альфа-частиц, но и инженерные решения для преобразования термоядерной энергии в электрическую. Для этой цели в DEMO предполагается наличие бланкетов.
У нас это направление (его можно называть энергетическим чистым термоядерным) никто не отменял - то есть, утверждать, что мы от него отказались, нельзя. Но наряду с ним мы активно рассматриваем в нашей стране так называемый гибридный реактор, объединяющий синтез и деление.
Термоядерная часть гибридного реактора используется как источник 14 МэВ-ных нейтронов. Далее нейтроны попадают во вторую часть реактора, которая содержит делящиеся или сырьевые материалы. Соответственно, во второй части или происходит реакция деления, вызванная "термоядерными" нейтронами, или идёт наработка топлива для атомной энергетики.
Сразу уточню, что задача по наработке топлива в гибридных системах имеет сегодня больший приоритет. Но мы не исключаем и задачу по производству энергии, а также рассматриваем варианты с загрузкой некоторых из бланкетов минорными актинидами для их дожигания.
Вот такая трёхзадачная концепция гибридного реактора принята у нас в стране, и проекты установок под эту концепцию сейчас прорабатываются, прорисовываются и просчитываются.
Один из наиболее известных вариантов гибридных реакторов - проект DEMO-TIN, который ведёт Курчатовский институт.
Что касается нас, то мы как частное учреждение госкорпорации "Росатом" собрали в 2019 году по поручению "Росатома" коллектив из семи наших крупнейших термоядерных и ядерных центров, и этот коллектив сейчас прорабатывает концептуальный проект реактора, который мы называем токамак с реакторными технологиями. Он должен стать термоядерным источником нейтронов для гибридного реактора.
На сегодняшний день мы закончили концептуальный проект на базе электромагнитной системы из низкотемпературного сверхпроводника. Мы отчитались перед госкорпорацией о выполненной работе. Далее, по поручению сообщества и по персональному поручению Евгения Павловича Велихова, в первое полугодие 2020 года мы должны сделать концепцию такой установки с использованием высокотемпературной сверхпроводимости.
Разница в следующем. То, что было сделано - это токамак с электромагнитной системой из низкотемпературных сверхпроводников, ниобий-три-олово и ниобий-титан. А сейчас поставлена задача нарисовать и просчитать машину на ReBCO, это вторая группа ВТСП.
В одной из статей мы видели интересную иллюстрацию различий между термоядерными проектами. Современный уровень - это Q порядка 1. В ИТЭРе собираются получить Q порядка 10, импульс 300-500 секунд. Для DEMO нужно говорить о стационарной работе и Q=30-50. Какие требования ставятся к термоядерным источникам в составе гибридных реакторов?
Привлекательность термоядерных источников нейтронов (ТИН) в том, что для них Q нужно иметь порядка единицы, а это достигнутый сегодня уровень.
Если быть совсем точным, то Q для ТИНов придётся немного повысить, где-то до 2-3. Но это достижимо, такая задача может быть решена на сегодняшнем уровне развития технологии, и мы знаем, как это сделать.
Когда речь заходит о DEMO, то многое меняется. Как достичь Q=30? Сейчас для таких значений соотношения Q материалов первой стенки нет. А вот для Q=2 материалы первой стенки есть, известно, как может быть изготовлена первая стенка, из каких конструкций, и так далее.
В этом и заключается основное отличие ТИН от DEMO. Последний - это всё-таки перспектива, причём достаточно далёкая. Строительство и пуск DEMO относят к рубежу 2050 года, имея в виду, что к тому времени случится развитие технологий. Первый ТИН для гибридного реактора мы можем начать создавать прямо сейчас и готовы, если будет решение, пустить его в течение семи лет.
- Анатолий Витальевич, по технической стороне дела несколько вопросов. Прежде всего, как будет работать ТИН - в импульсном режиме или стационарном?
Есть разные варианты. Как вы понимаете, для DEMO режим работы в обязательном порядке рассматривается станционарный. Но в случае ТИНа нам нужно производство топлива, а для этого нам важен интеграл и абсолютно неважно, каким именно образом этот интеграл мы наберём - импульсно ли, стационарно ли.
С другой стороны, стационарный режим работы, конечно, привлекательнее и для ТИНа. В импульсном режиме мы имеем высокую интенсивность потока нейтронов в импульсе и низкую или никакую интенсивность между импульсами. Для материалов первой стенки и дивертора это не лучший режим, для них предпочтительнее иметь стационарный и менее интенсивный нейтронный и тепловой потоки.
- Как может выглядеть бланкет для ТИНа?
Сегодня есть несколько концепций, которые развивают наши ведущие институты - Курчатовский институт, НИКИЭТ, НИИЭФА и другие. Бланкеты могут быть жидкосолевыми или твёрдотельными, из твёрдотельных шариков, между которыми протекает охлаждающая жидкость.
Технических вопросов по бланкету достаточно много. Это и коррозия, и различные нюансы течения солей, которые в электромагнитных полях становятся проводящими... В НИИЭФА создан жидкометалалический литиевый стенд, на котором многие из этих вопросов будут отрабатываться. Я знаю, что у наших европейских коллег к сотрудничеству на этом стенде есть большой интерес.
- Какой поток нейтронов термоядерный источник выдаст на бланкеты?
Мы считаем, что сможем дать поток масштаба 10 в 14 степени нейтронов на сантиметр квадратный в секунду на первой стенке. Примерно такого же масщтаба нейтронные потоки и в ИТЭРе.
- А какой будет ширина потока нейтронов?
У нас поток равномерно распределён по всей поверхности нащего бублика (токамака). В том проекте, который мы сегодня рассматриваем для применения в гибридных системах, большой радиус порядка 2,7 метров, а малый радиус порядка 1 метра. Размеры заметно меньше, чем в ИТЭРе.
- Какое топливо предполагается нарабатывать?
Обсуждаются всё те же два цикла - уран-плутониевый, когда в бланкете содержится уран-238 и нарабатывается плутоний-239, и ториевый, когда в бланкете торий-232, из которого нарабатывается уран-233. Не готов пока отвечать, какой из циклов будет признан приоритетным.
- Сравнивались ли возможности по наработке топлива в реакторах-бридерах и гибридных системах?
Это не моя тема, поэтому могу сослаться на работы специалистов из Курчатовского института.
Важнейшее преимущество термоядерной установки - очень высокая энергия рождающихся нейтронов, 14 МэВ против 1-2 МэВ у реакторных нейтронов в спектре деления.
Это очень хорошо для наработки топлива, и я неоднократно слышал заявления специалистов Курчатовского института о том, что с помощью ТИНов за определённые промежутки времени можно нарабатывать больше нового топлива, чем в быстрых бридерах.
- Какие материалы первой стенки вы рассматриваете для ТИНов?
В ИТЭРе первая стенка выполнена из бериллия, а материал бланкета дивертора - вольфрам. Проверять это решение будут на практике. Есть существенные опасения, что попадание ионов вольфрама в плазму приведёт к тому, что она будет очень много излучать, и баланс энергии может оказаться неблагоприятным.
- От чужих ионов плазма не развалится?
Нет, она может просто не нагреться до нужных температур из-за переизлучения. Нам нужно 300 миллионов градусов, а нагреется она, например, только до 100 миллионов, а это очень плохо, так как у сечений термоядерных реакций зависимость от температуры очень резкая.
Так что эксперимент покажет правильность или ошибочность сделанного выбора материалов. Напомню, что ИТЭР и есть экспериментальный термоядерный реактор, и существенная часть программы работ на нём отведена под эксперименты.
Мы для своей концепции токамака с реакторными технологиями на базе ВТСП рассматриваем как один из вариантов качающийся дивертор, у которого принимающие потоки тепла пластины качаются механически. Суть идеи в том, чтобы размазать поток, сделать так, чтобы он приходил из плазмы не в одну и ту же точку.
Есть оценки о том, что применение решений с качающимся дивертором или каких-то иных, обсуждающихся в данный момент, может позволить изготовить дивертор не из вольфрама, а тоже из бериллия. Таким образом мы исключим поступление вольфрамовых высокозарядных ионов в плазму, поступать в неё будут только низкозарядные ионы.
Но есть ещё один очень интересный и перспективный вариант. Какие элементы легче бериллия? Например, литий. А литий, между прочим, может течь. Следовательно, из лития мы в состоянии сделать жидкую первую стенку, в которой не образуются радиационные дефекты.
Сейчас команда в составе ТРИНИТИ и "Красной звезды" активно работает над конструкциями жидкой литиевой стенки. Её разные варианты уже испытываются.
- У лития есть сильнопоглощающий нейтроны изотоп.
Есть, но это происходит в тепловой области энергий нейтронов, а у нас всё-таки термоядерный источник с энергиями 14 МэВ.
Самая большая проблема с литием другая - его пожароопасность. Но на то проблемы и есть, чтобы их решать.
- Анатолий Витальевич, но жидкость - это всё-таки не стенка? Как такая конструкция будет выглядеть в реальности?
Поясню на примере одного из рассматриваемых вариантов. В плазму вводятся две диафрагмы. Одна диафрагма - эмиттер лития, она испускает литий, и он через периферийную пдазму опадает на вторую диафрагму, коллектор лития.
То есть, вы на одной диафрагме испаряете литий, а на второй собираете. Очень непростое техническое решение.
- Получается пелена?
Да, но в плазме.
- В одной из презентаций был интересный список рисков при сооружении опытного гибридного реактора. Например, говорилось о скудности базы данных по радиационным повреждениям материалов для термоядерных нейтронов.
Всё зависит от того, какой материал у вас выходит на плазму. Если мы говорим про бериллий, то для него есть база данных по взаимодействию с 14 МэВ-ными нейтронами. Если про вольфрам - тоже есть.
Конечно, всегда можно поднять вопрос о том, что каких-то данных не хватает или нужна их большая детализация, но я бы не стал называть базы по этим материалам скудными.
У лития я проблем с радиационной стойкостью не вижу. Если он течёт в виде жидкого металла или сочится по капиллярно-пористой структуре, то с радиационной стойкостью нет проблем, так как литий всё время обновляется.
Капиллярно-пористая структура - это что такое в данном случае?
Рассматривается такой вариант. Выглядит он как вата, пропитанная литием. Жидкий литий снимается с поверхности ваты, а капиллярные силы его из толщи подают.
Продолжу про радиационную стойкость. В проекте имеются ещё конструктивы - например, трубки, которые подают литий, иные какие-то элементы конструкции. Здесь мы должны задать вопрос: "Из чего они выполнены?". Если это нержавеющая сталь, то надо посмотреть базы данных по её повреждению 14 МэВ-ными нейтронами. Думаю, что эти данные тоже получены и доступны.
- Ещё один риск, который может оказаться наиболее весомым - возможные проблемы с лицензированием.
Как только мы заговорим про проектирование и сооружение гибрида, то мы сразу столкнёмся с необходимостью лицензирования, потому что это ядерная установка. Причём такой тип ядерной установки, которого раньше не было. Это будет не обычное лицензирование, для него придётся создавать законодательную базу, которой пока нет.
- Первое, что вам скажут регуляторы: "У нас нет нормативов, чтобы смотреть вашу установку!".
Согласен. Люди, которые займутся проектированием гибридного реактора, должны решить все проблемы с законодательной базой для лицензирования.
Но когда я говорю про токамак с реакторными технологиями, то я имею в виду машину, являющуюся термоядерной частью гибрида - то есть, делящихся материалов в ней нет. В этом смысле это наш обыкновенный чистый термоядерный реактор.
Ему тоже нужно лицензирование, как только мы приступим в нём к работам с тритием. Но мы полагаем, что у нас будет этапность разработки токамака с реакторными технологиями, и мы сначала отработаем одни плазменные термоядерные технологии без нейтронов и без радиации.
Какие это технологии? Сверхпроводящие магнитные системы. Первая стенка, литиевая или не литиевая. Генерация стационарного тока, длинный плазменный разряд. Всё это можно делать в водородно-гелиевой плазме, а это значит, что установка ещё не излучает радиации. Поэтому лицензирование на этом этапе не нужно.
И конечно, мы можем параллельно заниматься вопросами законодательной базы, лицензирования и начала работы установки в неядерном варианте. Наш план таков - сначала машина будет неядерной, не требующей лицензирования, а параллельно соответствующая группа экспертов займётся вопросами законодательной базы и лицензирования.
- Опыт ИТЭР тут поможет? Мы спрашивали Бернара Биго, как он решает проблему с лицензией для ИТЭР. Его ответ - всё делается исключительно по французским правилам, потому что реактор строится в Кадараше.
Опыт ИТЭР, конечно же, поможет. На нём будет создан прецедент, вопросы с лицензированием будут пройдены. И конечно же, Франция и Россия очень хорошо взаимодействуют в ядерной энергетике. Поэтому уверен, что опыт ИТЭР и опыт французского законодательства будут использоваться при выработке российского законодательства.
Для чистого термоядерного ТИНа опыт ИТЭР можно использовать напрямую. А вот гибрид позволит набраться опыта нашего собственного, российского, потому что на ИТЭРе таких работ вестись не будет.
- В Курчатовском институте должен появиться токамак Т-15МД - модернизированный старый токамак или даже, как говорят, полностью новый.
Это абсолютно новый токамак со старым названием. Не знаю, по каким причинам ему не стали давать новый номер. Наверно, есть какие-то организационные причины для сохранения Т-15 в названии. Реально он к токамаку Т-15 никакого отношения не имеет.
Т-15 был сверхпроводящий, а эта машина медная, с медными катушками. Полностью отличаются геометрия и конфигурация плазмы.
Т-15МД - первая крупная российская установка с дивертором. Первая крупная, до неё были мелкие. Это первая крупная установка с вытянутостью плазмы в вертикальном направлении. По ряду своих характеристик она для России уникальна, и для специалистов она очень интересна.
Насколько я знаю, машина уже собрана. Идёт, я бы выразился так, фаза завершения монтажа установки. Надеюсь, что в этом году пойдёт наладка оборудования.
Машина находится в Курчатовском институте в Москве, поэтому на ней планируют работать с водородом и гелием, чтобы не производить радиации.
Неофициально новый токамак иногда называют ТИН-0, так как он станет первым шагом к созданию полноценных ТИНов. На нём будет отработан целый ряд технологий, которые мы хотим включить в проекты ТИНов.
Литиевая первая стенка - в программе экспериментов. Мощный нагрев в режиме с нейтральной инжекцией - в программе. Электронно-циклотронный нагрев - в программе. Поэтому Т-15МД действительно можно считать ТИН-0.
Мы возлагаем на Т-15МД очень большие надежды и рассчитываем решить с его помощью много физических и технологических проблем. Также мы надеемся, что Т-15МД станет полигоном для роста молодых учёных и инженеров, в которых сегодня большая потребность.
- А почему такое название - Т-15МД?
Т-15 модифицированный. Но нельзя путать этот проект с проектом Т-15М, в котором планировали, не разбирая вакуумной камеры старой машины, вставить в камеру дополнительные обмотки и изменить конфигурацию плазмы.
Т-15МД - полностью новая машина. От старого Т-15 в ней остались только инжектора, которые заводят пучки атомов.
- Раньше мы говорили с вами о национальной российской программе по термояду. Она принята или нет?
Она разработана и направлена в правительство. Насколько я знаю, она сейчас обсуждается на разных уровнях в правительстве и в администрации президента. Идёт обсуждение, идут комментарии, идут замечания, идёт устранение этих замечаний.
Были большие надежды на то, что в 2019 году этот процесс приведёт к какому-то результату и принятию программы, но этого не случилось.
Среди того, что запланировано в программе - создание токамака в Троицке, создание открытой ловушки (крупной установки на базе открытой ловушки в ИЯФ СО РАН в Новосибирске), а также развитие технологической базы по различным термоядерным технологиям в девяти научных центрах.
- О каких сроках говорится в программе?
До 2024 года. Это короткая программа, и конечно, это для термояда не срок.У нас горизонт планирования более далёкий, потому что за оставшиеся четыре года серьёзную машину построить нельзя.
- Хорошо, а когда может появиться первый гибридный реактор?
Если бы нам сегодня сказали "Вот вам лист бумаги и рисуйте то, что вы полагаете правильным", то я считаю, что первый гибридный реактор мог бы быть создан в нашей стране где-то к 2035 или 2036 году.
Есть такой английский термин showstopper. У гибридного реактора showstopper отсутствует. Не видно каких-либо технологических углов в этом проекте, которые были бы нереализуемы. Всё в нём можно сделать, исходя из сегодняшнего технологического знания.
Так что создание гибридного реактора - это только вопрос времени, проектирования, лицензирования, подбора оптимальных материалов.