27 февраля на заседании традиционной Зимней школы ПИЯФ в Рощино был представлен доклад "Коррекция дорожной карты российской термоядерной стратегии", подготовленный группой авторов. С докладом выступил Борис КУТЕЕВ (Курчатовский институт).
Стратегия и коррекция
В начале выступления докладчик назвал основные этапы овладения энергией термоядерного синтеза.
Современный уровень характеризуется равенством затрат и выработки энергии. Параметр Q (отношение термоядерной мощности к затраченной на создание плазмы) приблизительно равен единице. Времена удержания плазмы - порядка 10 секунд.
После завершения строительства реактора ITER станет возможным перейти на этап длительной реакции и интеграции технологий. На этой стадии при Q=5 реакция будет проходить в стационарном режиме, а при Q>10 времена удержания плазмы составят 300-500 секунд.
Следующий этап - строительство международной демонстрационной термоядерной станции DEMO электрической мощностью 1 ГВт(эл.). Её задача - работать в стационарном режиме при значениях Q в диапазоне от 30 до 50. А после успешного пуска DEMO настанет этап создания промышленной термоядерной электростанции (ПТЭ).
В 2007 году под эгидой ГК "Росатом" была разработана стратегия овладения энергией термоядерного синтеза. Она предполагает создание ПТЭ в России к 2050 году и реализуется на основе управляемого термоядерного синтеза в установках токамак с магнитным удержанием дейтерий-тритиевой плазмы.
Российская стратегия предполагает использование знаний о физике горящей плазмы и технологиях, полученных в рамках проекта ITER. Этап между ITER и ПТЭ должен быть пройден или в международной кооперации (проект DEMO), или путём создания отечественной опытной станции ОТЭ.
Объём финансирования российской стратегии на срок до 2050 года запланирован как 515,6 миллиардов рублей в ценах 2007 года, причём львиная доля средств (свыше 460 миллиардов) должна быть получена из госбюджета. Самым дорогостоящим является этап создания ПТЭ в 2030-2050 годах - 353,3 миллиарда рублей.
За время, прошедшее с момента появления стратегии, стали более чёткими временные масштабы осуществления проекта ITER. Очевидно также, что заниматься проектированием DEMO или ОТЭ до получения первых данных по физике горящей плазмы на ITER рискованно. Всё это потребовало коррекции дорожной карты российской стратегии.
В июне 2013 года по инициативе академика Е.П.Велихова была сформирована рабочая группа по гибридной программе. Речь идёт о гибридных технологиях "синтез-деление". От группы требуется сформулировать концепцию энергетически значимой установки со сроками сооружения до 2030 года.
Работа группы концентрировалась вокруг опытно-промышленного гибридного реактора ОПГР и жидко-солевых технологий ЯТЦ. В прошлом году концепция была одобрена в НИЦ КИ и на заседании секции НТС ГК "Росатом". Начались работы по техническому проектированию нейтронного источника ДЕМО-ТИН.
ОПГР
У гибридных систем, как полагает докладчик, могут быть как минимум три применения.
Такая система может выступать в качестве наработчика топлива с подавленным делением и при непрерывной переработке жидкосолевой смеси.
Второе возможное применение - трансмутация младших актинидов.
Наконец, третий вариант - подкритическая электростанция на 238U или 232Th с жидкосолевым теплоносителем.
Опытно-промышленный реактор ОПГР, появление которого возможно к 2030 году, будет иметь тепловую мощность 500 МВт и Q=1. Для его создания понадобится проведение НИР и НИОКР, а также строительство ряда новых стендов.
Среди стендов, которые могут быть построены по гибридной программе, докладчик перечислил следующие установки:
- демонстрационный нейтронный источник ДЕМО-ТИН;
- компактный нейтронный источник ТИН-К;
- сферический токамак Глобус-М3;
- стенды стационарных технологий токамака;
- стенды жидко-солевых технологий бланкета.
Научным руководителем проекта ОПГР предлагается Курчатовский институт. Главный конструктор - НИИЭФА. Главный конструктор бланкета - НИКИЭТ. Генпроектировщик - ВНИПИЭТ.
Важным обстоятельством, по мнению докладчика, является возможность использовать для ОПГР материалы, производящиеся промышленностью. Этому способствует снижение требований по нейтронной нагрузке в ОПГР до 0,2 МВт/м2 и радиационных доз до 2 МВт×лет/м2.
Докладчик определил также основные риски, связанные с сооружением ОПГР:
- низкий уровень проектной проработки гибридных систем (эскизный либо предпроектный);
- стационарные технологии токамака нуждаются в существенном увеличении ресурса (с минут до примерно 5000 часов);
- ядерная физика и технологии термоядерного синтеза требуют дополнительных НИР и НИОКР;
- жидко-солевые ядерные технологии гибридного бланкета и радиохимической части требуют вывода на демонстрационный уровень;
- недостаточная информация о работе токамаков в условиях повышенных плазменных нагрузок, неиндукционных режимов поддержания тока, сильно-неравновесной плазмы;
- скудная база данных по радиационным повреждениям материалов в спектре термоядерных 14 МэВ нейтронов;
- предстоит сделать выбор материалов и солевых композиций для ЖС бланкетов и радиохимических систем;
- возможные задержки лицензирования.
