На вопросы «ЭПР» отвечает Михаил Петров, д. ф.-м. н., лауреат Государственных премий, профессор, директор Отделения физики плазмы, атомной физики и астрофизики Физико-технического института им. А. Ф. Иоффе.
– ИТЭР, термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor) – это большой ТОКАМАК, где происходит управляемый термоядерный синтез (УТС). Размеры сооружения – 40 метров, это десятиэтажный дом. Видите человека рядом с ним – совсем крошечный. Непосредственно тороидальная камера имеет радиус 9‑10 метров.
Процесс в ТОКАМАКе, если совсем схематично, выглядит так: плазменный «бублик» внутри камеры, состоящий из изотопов водорода – дейтерия и трития – разогревается до температуры в 100‑200 миллионов градусов, то есть выше температуры солнца. При такой температуре начинается активная реакция синтеза ядер дейтерия и трития и высвобождается энергия гораздо больше той, что понадобилась на разогрев плазмы. Эта энергия в первую очередь поглощается бланкетом (от англ. blanket – одеяло), который окружает плазму. Он сделан из тяжелого металла, например из стали, и пронизан трубками с теплоносителем – жидким литием, который, нагреваясь, уходит в теплообменник. Дальше, за пределами ТОКАМАКа, может быть обычная паровая турбина, которая вырабатывает ток.
Чтобы представить масштаб процессов, происходящих в камере, надо посмотреть на некоторые цифры. Например, когда в камере ТОКАМАКа зажигается круговой электрический разряд с током в 15 Мега-Ампер, туда из специальных пушек выстреливают замороженные таблетки дейтерия и трития. Такой огромный ток возбуждается индукционным путем и за счет специального СВЧ-излучения. В центре тороида постоянно поддерживается поле величиной в 5 тесла (1 тесла – 10 КГС (кило-Гаусс)) сверхпроводящими катушками. Вначале температура плазмы достигает лишь двух-трех миллионов градусов, она недостаточна для устойчивой реакции синтеза ядер, и плазму догревают. Для этого в нее инжектируют через специальные окна пучки атомов и СВЧ-импульсы мощностью в десятки МВт.
Когда температура поднимается до 200 миллионов градусов, реакция синтеза ядер дейтерия и трития становится интенсивной – это значит, что появляется поток нейтронов с энергией 14 МЭВ (миллион электрон-вольт) и ионов гелия-4 – альфа-частиц с энергией 3,5 МЭВ. Нейтроны высокой энергии поглощаются бланкетом, где разогревается, как я уже говорил, теплоноситель – жидкий литий, а альфа- частицы остаются в плазме и поддерживают реакцию синтеза. Жидкий литий, отдав тепло, допустим, на производство электричества, поступает в отдельное здание – фабрику по выделению трития. Дело в том, что в литии под действием нейтронов возникает тритий, который нужен для термоядерной реакции. Этот тритий возвращается в плазму в виде замороженных таблеток.
Рассматривается возможность разных режимов работы реактора: первый предполагает, что в камеру будут постоянно инжектироваться пучки атомов и СВЧ излучение мощностью в 50 МВт и на выходе при этом будет получена мощность не менее 500 МВт. Второй режим предполагает достижение самоподдерживающегося горения плазмы, когда нагрев пучками атомов и СВЧ излучения выключается, так как больше не требуется.
– Что представляет собой электростанция в составе ИТЭР?
– Это экспериментальная установка, которая не предусматривает в своем составе турбины, т. е. она не будет давать электричество. Зато установка должна решить массу иных проблем. Во‑первых, плазма в ИТЭРе должна существовать дольше, чем в сегодняшних больших ТОКАМАКах в Англии или в Японии, где импульс выделения энергии в пару десятков МВт существует не более двух секунд. Предполагается, что в ИТЭРе плазма будет гореть более продолжительное время, в 400‑500 секунд. Во-вторых, ИТЭР должен решить проблемы с материалами – покрытиями, в частности бланкета, поскольку до сих пор ученые не нашли материал, который «стоит» при реакции синтеза.
– Что делает для проекта Россия и, в частности, Физтех?
– Россия делает отдельные элементы: части сверхпроводящих катушек, части самого ТОКАМАКа, порты, куда входят системы нагрева и диагностики, и металлические конструкции. Если взять только системы диагностики-контроля, то их всего около сорока и десять из них считаются системами особой важности, поскольку предохраняют ИТЭР от разрушения и регулируют режим горения плазмы. Остальные системы диагностики позволяют более детально исследовать плазму. Россия делает из сорока систем диагностики – семь, Физтех – три и все три входят в десятку самых важных.
Одна из систем диагностики Физтеха – реализация идеи Андрея Дмитриевича Сахарова, которую в 1960‑е годы развил в применении к исследованию плазмы Борис Павлович Константинов – бывший директор Физтеха и вице-президент РАН. Это система анализа потока нейтральных атомов, которая позволяет измерять соотношение в плазме дейтерия и трития и обеспечивать оптимальное горение плазмы.
Вторая система диагностики предохраняет определенные части внутренних конструкций реактора от разрушения – сегодня нет материала, который выдерживает мощность больше, чем 10 МВт на 1 квадратный метр. В основе этой диагностики – измерение интенсивности рассеяния света лазера на плазме в диверторе. (Дивертор – камера, которая собирает и откачивает наиболее загрязненный поверхностный слой плазмы, вредный для ее стабильного горения.) Эта система позволяет определять плотность и температуру плазмы, контролировать мощность, с которой частицы попадают на пластины дивертора. Как только параметры приближаются к критическим, диагностика дает сигнал, и мощность потока энергии в диверторе уменьшают.
И третья система диагностики – гамма-спектрометрия – тоже предупреждает разрушение внутренней поверхности реактора. Эта диагностика, во‑первых, позволяет обнаружить возникновение пучков убегающих (быстрых) электронов, которые есть знак некоторой неустойчивости реакции, которую надо устранить. Во-вторых, дает сигнал специальным системам, которые должны вовремя погасить энергию убегающих электронов, доходящую до больших величин – 10 МЭВ. Опасен ли прожиг камеры ТОКАМАКа для окружающей среды и человека? Нет, но из‑за него придется останавливать ИТЭР на длительный ремонт, а это потеря времени и денег.
– Почему реактор ТОКАМАК, где идет управляемая термоядерная реакция (синтез ядер дейтерия и радиоактивного трития), безопаснее реактора АЭС, где идет управляемая реакция деления радиоактивного урана?
– Безопасность термоядерного реактора несравнима с безопасностью реактора АЭС. Во-первых, реактор АЭС может быть разрушен из‑за сбоя рабочего режима, который происходит по дурости человека как в Чернобыле или из‑за стихийного бедствия как в Японии. При таком сбое реакция деления радиоактивного вещества не прекращается и происходит перегрев реактора и тепловой взрыв. Наружу выбрасываются десятки тонн делящегося радиоактивного топлива. Вообще, потенциально опасно, что десятки тонн радиоактивного топлива постоянно находятся в реакторе АЭС, где идет реакция деления.
Термоядерный реактор – ТОКАМАК не разрушается при нарушении режима работы просто потому, что при малейшем нарушении реакция синтеза прекращается без внешних воздействий. Кроме того, в ТОКАМАКе одномоментно существует всего несколько граммов радиоактивного вещества (трития), которое вводится в камеру маленькими порциями. При этом запасов трития практически нет: весь тритий, который выделяется из лития, тотчас же поступает в плазму.
