Парогазовые силовые установки

Наиболее совершенными на сегодняшний день тепловыми устройствами считаются парогазовые силовые установки, предложенные в свое время академиком С.А.Христиановичем.

Принцип их действия основан на соединении высокотемпературной газовой турбины с паросиловой установкой, использующей тепло выходящих из турбины горячих газов. КПД таких комбинированных циклов в 1,2-2 раза выше обычных и достигает 60%, а с использованием высокотемпературных оксидных топливных элементов может составлять и до 80%.

Принцип действия механизма следующий. В основе установки – газовая турбина с компрессором, имеющая от 14 до 16 ступеней сжатия. Основное энерговыделение происходит в камере сгорания, температура продуктов сгорания достигает при этом 2000ºС. Полезная работа производится в самой турбине, которая работает в экстремальных условиях: лопатки первого ряда раскалены докрасна и нагреты до 1300-1500ºС, нагрузка на каждую из них составляет около 40 т, и на каждой преобразуется 5 МГВт энергии. В этой связи одним из важнейших направлений современной теплофизики становится создание материалов, способных эффективно функционировать при сверхвысоких температурах и давлениях. Российская теплофизика высоких температур многим обязана таким выдающимся ученым, академикам, как В.А.Кириллин и А.Е.Щейндлин, которые в свое время провели уникальные исследования теплофизических свойств веществ, воды и водяного пара, что позволило вывести паросиловые установки на сверхкритический уровень, значительно подняв их КПД.

Российские теплофизики продолжают свои изыскания по изучению рабочих сред и материалов, в результате чего были созданы банки данных и пакеты прикладных программ для численного моделирования высокоэнергетических процессов. Было построено широкодиапазонное уравнение состояния урана, описывающее все фазовые переходы: плавления, испарения, ионизации давлением и нагревом. Подобные методы численного моделирования гидродинамики и теплообмена приобретают все большее значение для энергетики, поскольку ни одно сложное техническое устройство не может быть создано без предварительных расчетов и оптимизации.

Не меньшее значение для энергетики имеет адекватное описание процессов горения топлива. В основе современных методов управления этими процессами лежат работы академиков Н.Н. Семенова и Я.Б. Зельдовича – именно они заложили в свое время основы современной физикохимии, физической газодинамики и химической кинетики подобных явлений. Главная задача здесь заключается в том, чтобы найти оптимальные пропорции при смешении горючего и окислителя, чтобы в процессе горения при максимальных температурах выделялось как можно больше тепла, но как можно меньше токсичных выбросов. Для дальнейших работ в этом направлении в РАН созданы крупнейшие в мире экспериментальные установки, позволяющие моделировать и изучать возможное развитие тех или иных процессов.

В области электро- и энергофизики перед специалистами стоят ответственные задачи, связанные со снижением потерь электроэнергии и повышением надежности генерирующего, передающего и распределительного оборудования. Одно из наиболее перспективных направлений – сверхпроводимость, особенно высокотемпературная. Активно ведутся работы по созданию сверхпроводящих индуктивных накопителей, ограничителей тока, кабелей, моторов и трансформаторов.

Развитие физики полупроводников дало возможность создать надежные сильноточные полупроводниковые приборы, позволяющие управлять значительными мощностями в передающих и распределительных устройствах. Большая заслуга здесь принадлежит С.-Петербургскому физико-техническому институту им. А.Ф. Иоффе РАН, школе академика Ж.И. Алферова. Здесь наиболее привлекательной идеей выглядит использование солнечной энергии – экологически чистого возобновляемого источника. Российская наука ведет обширные исследования в данной области. Многослойные гетероструктурные преобразователи, использующие максимально широкий диапазон солнечного излучения способны давать КПД, близкий к теоретическому пределу.

Мировое признание получили работы академика Г.А.Месяца, посвященные мощной импульсной электронике, ставшие новым словом в электрофизике управления большими мощностями. Подобные разработки позволяют, используя методы временной компрессии и формирования импульсов, управлять мегаамперными токами и тераваттными мощностями, сопоставимыми с мощностями всех электростанций на Земле. Такие системы импульсной энергетики используются сегодня для проверки надежности и устойчивости энергосистем, а также для прямого преобразования химической энергии в мощное электромагнитное излучение. На основе данных разработок было создано первое в мире устройство, имитирующее удар молнии в промышленные линии электропередачи. Оно прошло испытание на одной из подстанций и показало уязвимые места промышленного электрооборудования.

В последнее время новый импульс получили исследования в области управляемого термоядерного синтеза, во многом благодаря усилиям академика Е.П. Велихова, энергично развернувшего работы по созданию международного реактора ITER. В его основе лежат магнитные тороидальные термоядерные устройства, разработанные академиком Л.А. Арцимовичем. Сама же идея магнитного термоядра принадлежит академикам А.Д. Сахарову и И.Е. Тамму, предложившим идею магнитной теплоизоляции горячей плазмы.

Сейчас перед физиками стоит целый ряд сложных фундаментальных и инженерных задач, в частности, в области физики плазмы, материаловедения, сильноточной электроники и т.д. Решение подобных задач позволит людям овладеть термоядерной энергией, сделать ее более доступной и коммерчески выгодной.

Таким образом, для решения стоящих перед энергетикой ответственных задач необходимы не только неотложные и скоординированные усилия различных направлений академической и прикладной науки, но и политическая поддержка руководства страны. Необходимо принятие государственной программы создания современной, мощной и безопасной энергетики, которая на десятилетия вперед обеспечит развитие России.

Атомная энергетика

Во второй половине XX века в человеческом сообществе начали происходить фундаментальные перемены, характеризующиеся нарастающими масштабами и скоростью. В свете таких перемен одной из ведущих энерготехнологий для России в XXI веке должна стать ядерная энергетика.

Перспективы преимущественного переориентирования на развитие ядерной энергетики обусловлены следующими внутренними и внешними обстоятельствами: сегодняшний обостряющийся недостаток энергии, который будет только увеличиваться по мере истощения природных невозобновляющихся ресурсов; продолжающий прогрессировать комплекс экологических проблем; существующая разница в уровнях энергопотребления в различных регионах мира, создающая потенциал социальной конфликтности.

Кроме указанных проблем растет износ энергетического оборудования на электростанциях нашей страны, новые генерирующие мощности на них практически не вводились. К 2015-2020 гг. необходимость закрытия устаревших тепловых и атомных электростанций может превратиться в серьезную проблему, если не будут решены вопросы создания замещающих мощностей.

В перспективе – альтернативы ядерной энергетике нет. На фоне быстро усиливающихся кризисных ситуаций, вызванных чрезмерной нагрузкой на сферы традиционных энерготехнологий, основанных на сжигании органического топлива, ядерная энергетика является основным средством сохранения цивилизации. Только ядерная энергетика сегодня в состоянии не только решать энергетические проблемы, но и уменьшить ущерб природной среде, сохранить нашу планету и все живое на ней для будущих поколений.

На сегодняшний день генерирующие мощности страны предоставлены сформированными в процессе реформирования РАО «ЕЭС России» оптово-генерирующими компаниями (ОГК), территориально-генерирующими компаниями (ТГК) и Федеральным генерирующим унитарным предприятием (ФГУП) концерном «Росэнергоатом». На долю последнего приходится до 16% производимой электроэнергии в Росс. ФГУП «Росэнергоатом» является генерирующей компанией, в ее состав входят действующие и строящиеся АЭС, а также предприятия, оказывающие услуги по эксплуатации, ремонту и научно-технической поддержке. Ныне в состав концерна в качестве филиалов входят все 10 российских АЭС общей установленной мощностью 23,242 ГВт.

Генерирующие мощности атомной энергетики являются неотъемлемой частью стратегического плана развития энергетики России и залогом обеспечения энергетической стабильности нашего государства. Необходимо отметить, что в соответствии с энергетической стратегией в период до 2030 г. Атомная энергетика способна постепенно заменить значительную часть традиционной энергетики на ископаемом органическом топливе, а также имеет развитую производственно-строительную базу и достаточные мощности по производству ядерного топлива для дальнейшего развития.

Атомная энергетика обладает важными принципиальными особенностями по сравнению с другими энергетическими технологиями и всеми необходимыми качествами для постепенного размещения значительной части энергетики, базирующейся на ископаемом топливе, и превращения в доминирующую энерготехнологию. Производство электроэнергии на АЭС – это энергосберегающая технология, потому, что она позволяет не только экономить органическое топливо, но и стратегически отказаться от его использования для выработки электроэнергии и тепла, являясь экономически привлекательной в качестве сырья для химической промышленности.

Генерирующие мощности и производство электроэнергии в России к 2030 году изменяются в сторону более широкого использования АЭС. Данные по росту генерирующих мощностей и увеличению производства электроэнергии, полученные на основе предварительных оценок, проведены для базового сценария развития атомной энергетики в табл.

Табл.

Годы	2005	2010	2015	2020	2025	2030
АЭС, ГВт/%
Производство ЭЭ,

Сравнительная характеристика различных энергетических технологий подтверждает неоспоримое преимущество генерирующих мощностей АЭС перед остальными источниками электроэнергии и тепла, В атомной энергетике будут работать водо-водяные реакторы (ВВЭР) и реакторы РБМК повышенной безопасности мощностью 1400-1500 МВт, реакторы на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт, небольшое число высокотемпературных ядерных реакторов с газовым охлаждением.

Образ атомной энергетики омрачен воспоминанием о катастрофах в Чернобыле (Украина) и на Триманл-Айленде (США), однако современные АЭС демонстрируют высокий уровень надежности и эффективность.

Россия одна из первых поняла необходимость ренессанса атомной энергетики и заявила об этом на саммите ООН 2000 г. Ее развитие в ближайшее время определено государственными решениями – Федеральной целевой программой. Эта программа предусматривает активное наращивание атомных мощностей (см. рис.) и соответствующей инфраструктуры. Чтобы избежать возможных ошибок, «Россатом» счел необходимым разработать Стратегию развития атомной Энергетики России до середины XXI века.

Видение целей развития атомной энергетики страны можно кратко определить так: удовлетворение потребностей страны в энергии за счет увеличения доли атомной энергии в первичных источниках при нарастающих ограничениях использования органического топлива, обеспечение конкурентных позиций страны на мировом атомном энергетическом рынке, создание структуры атомного энерго-промышленного комплекса, гарантированно обеспечивающей на длительную перспективу потребности атомной энергетики в топливе, ориентируясь на доступные природные ресурсы. Рост цен на природный газ на мировом рынке вводит атомную энергетику в зону конкурентоспособности и обеспечивает экономические условия ее воспроизводства. Эти обстоятельства предопределяют первый этап стратегии атомной отрасли ближайших десятилетий – наращивание атомных мощностей на основе освоенных технологий ВВЭР. Это направление формируется в соответствии с заданиями ФЦП «Развитие атомного энерго-промышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», и его реализация должна обеспечить достижение доли ядерной энергетики 25-30% к 2030 году.

В расчетах материальных балансов и инфраструктуры, обеспечивающей развитие этого направления, следует учесть тенденцию дальнейшего наращивания мощностей на базе этой технологии за пределами 2030 года и нацеленность «Атомэнергопрома» завоевать до 20% заказов на строительство АЭС за рубежом. Емкость зарубежного рынка на этот период оценивается 300-600 ГВт.

Снабжение топливом этого пакета реакторов до середины века не вызывает сомнений при использовании разведенных запасов. Для снижения риска в более дальней перспективе необходимо освоить второе направление стратегии – ввод в систему атомной энергетики быстрых реакторов с расширенным воспроизводством топлива и замкнутого топливного цикла. В рамках этого направления решается задача наращивания мощностей при строительстве тепловых и быстрых реакторов и одновременно закладывается основа топливообеспечения крупномасштабной атомной энергетики на длительную перспективу за счет вовлечения в ядерный топливный цикл сырьевых изотопов: урана – 238 и тория – 232.

Для понимания структуры будущей атомной энергетики рассмотрим два варианта. В первом варианте масштаб атомной энергетики составляет 110 ГВт в электрическом эквиваленте, что соответствует сценарию развития топливно-энергетического комплекса (ТЭК) с большими объемами использования природного газа в электроэнергетике и промышленности. Второй вариант характеризуется ограничениями использования природного газа, что требует развития мощностей атомной энергетики к 2050 году до уровня 300 ГВт. И в том, и в другом вариантах генерация энергии обеспечивается сочетанием быстрых и тепловых реакторов. Реакторы на тепловых нейтронах нацелены удовлетворить разнородные потребности пользователей: электроэнергия, коммунальное тепло, технологии, водород, широкий диапазон мощностей, регулирование нагрузки. Реакторы на быстрых нейтронах обеспечивают базовое производство энергии, расширенное воспроизводство топлива (Pu, U-238), замыкание топливного цикла.

В первом варианте развитие замкнутого топливного цикла базируется на вводе быстрых реакторов с умеренным коэффициентом воспроизведения ( ). Во втором варианте, уже начиная с 2030 г., требуется ввод нового поколения реакторов с . Кроме того, предполагается развитие ториевого цикла с использованием U-233.

Интегральный по России расход природного урана к 2050 году составляет для первого варианта 450 тыс. т, а для второго – 700 тыс. т.

России предстоит активно участвовать в международном сотрудничестве. Среди проектов сотрудничества следует отметить развивающиеся по российской инициативе проекты ИНПРО и МЦЯЦ.

ИНПРО – международный проект МАГАТЭ, разработанный по инициативе России с широким участием других стран. Проект направлен на выработку облика мировой атомной энергетики и согласование направлений и масштабов НИОКР.

Проект МЦЯЦ (международные центры ядерного цикла) ориентирован на поиск путей решения проблемы нераспространения ядерных материалов и соответствующих технологий в условиях вовлечения развивающихся государств в использование ядерной энергии. В качестве начальной фазы МЦЯЦ России предложила создание Международного центра по обогащению урана на своей территории.

Реализация долгосрочной атомной программы принципиально зависит от организации работ по управлению использованием атомной энергии. Важно, чтобы при организации управления были охвачены все стороны и этапы жизни атомной энергетики: исследования, разработки, научно-техническая база, промышленное производство и строительство, информационные системы, образование и кадры. С этой целью создается государственная корпорация по атомной энергии «Росатом», которая нацелена выполнять полный цикл работ по атомному энергопромышленному комплексу от добычи урана – генерации энергии – до контакта с ФСК ЕЭС России.

Сегодня атомная энергетика обеспечивает одну шестую часть всемирного потребления электроэнергии и наряду с гидроэнергетикой, составляющей 19% потребления страны, представляет собой важнейший источник безуглеродной энергии.

Согласно последним данным МАГАТЭ (IAEA) суммарное производство электроэнергии на АЭС мира превысило 2400 млрд.кВт∙ч. При этом общее число работающих энергоблоков составило 433. В течение 1991 г. Введены в эксплуатацию четыре новых АЭС – во Франции, Индии, Южной Корее и Словакии – общей мощностью 270 МВт.

Следует отметить, что во Франции в середине этого года на АЭС Civaux-2 пущен 58-й по счету ядерный реактор мощностью 1450 МВт. В 1999 г. Начат монтаж новых реакторов в Китае, Тайване, Японии и Южной Корее, а общее число сооруженных в мире реакторов достигло 37. Общая картина состояния атомной энергетики мира приведена в таблице 2.

Анализ приведенных в табл.2 сведений позволяет утверждать, что ядерная энергетика продолжает играть важную роль в энергообеспечении многих регионов мира. В 10 странах она покрывает более трети всего производства электрической энергии. К ним относятся Франция (75%), Литва (73,1%), Бельгия (57,7%), Болгария (47,1%), Словакия (47%), Швеция (46,8%), Украина (43,8%), Южная Корея (42,8%), Венгрия (38,3%), Армения (36,4%). В других 8 странах эта доля составляет менее 25%.

Таблица 2

Продолжение табл.2

Примечание: Итоговые цифры включают шесть работавших и два сооружавшихся энергоблоков в Тайване.

Важным фактором, оказывающим положительное влияние на развитие атомной энергетики, является возможность продления ресурса действующих АЭС. Этот ресурс выявляется на основе детального изучения условий эксплуатации АЭС и анализа показателей надежности всего оборудования станции. Учитываются также степень воздействия АЭС на окружающую среду и их стоимостные характеристики в случае замещения АЭС угольными или газовыми ТЭС (ТЭЦ). Так, например, срок эксплуатации АЭС Calvert Cliffs продлен на 20 лет сверх первоначально установленного срока (40 лет). Эта АЭС, имеющая мощность 1700 МВт, расположена в Балтиморе (штат Мэриленд, США) и принадлежит энергокомпании Constellation Energy Group. В то же время отдельные страны предполагают сокращение использования АЭС. Правительством Германии и четырьмя ведущими энергетическими компаниями подписано соглашение, согласно которому на территории страны подлежит выводу из эксплуатации 19 АЭС, имеющих средний срок службы около 32 лет. Несмотря на это судя по всему для атомной энергетики наступает эпоха Возрождения. С 2000 года было введено в строй более 20 ГВт ядерных мощностей, главным образом на Дальнем Востоке.

Массачусетский технологический институт (США) разработал прогнозный сценарий развития мировой атомной энергетики, согласно которому общая мощность ядерных реакторов к 2050 году должна утроиться и достигнуть 1 ТВт, за счет чего сокращение выбросов углерода в атмосферу можно снизить от 800 млн. до 1,8 млрд. т. В зависимости от того, какие ТЭС будут замещены атомными – газовые или угольные. Таким образом, атомная энергетика может внести существенный вклад в стабилизацию концентрации парниковых газов, требующую уменьшения количества углерода, выбрасываемого в атмосферу, на 7 млрд. т. К 2050 году.

В ближайшие десятилетия необходимо увеличить производство энергии в 2-3 раза. На первое место выходит вопрос о располагаемом ресурсе того или иного источника энергии. Есть, казалось бы, очевидное решение – это возобновляемые источники энергии.

Атомная энергия не относится формально к категории возобновляемого ресурса, но ее способность воспроизводить топливо из исходного сырья, объемы, которых во много раз превышают ресурс исходного топлива, переводит ее в разряд практически возобновляемых неисчерпаемых источников энергии. Другая особенность атомной энергетики – высокий температурный потенциал – создает возможность ее использования не только для получения электроэнергии, но и энергообеспечения технологических процессов, и в частности для получения водорода.

Возрождение мировой атомной энергетики продолжается нарастающей интенсивностью. Согласно данным МАГАТЭ, по состоянию на конец 2007 г. В мире действовало 439 ядерных энергоблоков общей мощностью 371684 МВт. В 2007 году были подключены к сети три новых энергоблока: по одному в Китае, Индии и Румынии, и еще один, ранее остановленный блок, вновь подключен к сети в США. С учетом модернизации действующих реакторов общая генерирующая мощность возросла на 2002 МВт.

Сегодня ведется строительство нескольких новых реакторов. В Китае – это Qinshan-II-4 мощностью 610 МВт и Hougyanhe-1, 1000 МВт; во Франции – Flamanville-3, мощность 1600 МВт; в Южной Корее – Shin Kori-2, мощность 960 МВт и Shin-Wolsong-1, мощность 960 МВт; в России (в Северодвинске) – два энергоблока на плавучей АТЭС мощность каждого 35 МВт. Кроме того, возобновлено строительство на блоке Watts Bar-2 в США.

Наибольший рост ядерных генерирующих мощностей в настоящее время и согласно кратко- и долгосрочным прогнозам наблюдается в Азии. Из 34 строящихся реакторов 19 находятся в Азии (Китай и Тайвань – 7, Индия – 6, Иран – 1, Япония – 1, Южная Корея – 3, Пакистан - 1) 28 из 29 новых реакторов, подключенных к сети, также находятся в Азии.

Ежегодно из всех реакторов мира выгружается отработавшего топлива (ОЯТ) около 10500 т тяжелого металла. Сегодня Китай, Франция, Россия, Индия и Япония перерабатывают большую часть своего ОЯТ или хранят его для переработки в будущем. Перерабатывающие предприятия действуют во Франции, Индии, Великобритании и России.

В США в рамках «Новой энергетической политики» намечено быстрое развитие атомной энергетики. NRC (Комиссия по ядерному регулированию) выдало три разрешения на площадки Clinton (Иллинойс), Grand Gulf (Миссисипи) и North Anna (Вирджиния). NRC ожидает получить в общей сложности 21 заявку (в сумме на 32 реактора) до конца 2009 года.

Состояние дел в европейской атомной энергетике можно характеризовать как приостановление политики свертывания (закрытия АЭС). В Великобритании в 2007 году завершились консультации правительства с обществом в пользу строительства новых АЭС. Намечено строительство четырех станций. В Болгарии было одобрено начало строительства АЭС Belene. Прибалтика и Польша планируют постройку новой АЭС в Литве к 2015 году вместо Игналинской АЭС. Турция также намечает строительство АЭС. По данным МАГАТЭ в Европе строится 13 блоков: Болгария – 2, Финляндия – 1, Франция – 1, Украина – 2, Россия – 7.

Сегодня в мире наблюдается тенденция к консолидации ядерного сектора, устойчивое стремление ядерной промышленности к интеграции, устойчивое стремление ядерной промышленности к интеграции ключевых производств ядерного топливного цикла с ограниченным числом компаний – производителей и поставщиков. Вот некоторые факты «глобализации» атомной энергетики мира:

- пять стран (Франция, Япония, Германия, Россия, США) производят 70% ядерной электроэнергии мира;

- пять стран имеют продвинутые разработки по быстрым реакторам (Россия, Франция, Япония, Китай, Индия);

- легководяные ректоры трех типов (PWR, BWR, VVER) составляют 80% реакторов парка мира;

- на семь ведущих уранодобывающих компаний приходится около 80% общемировой добычи;

- шесть компаний (ROSATOM, URENCO, USEC, EURODIF, CNNC, JNEL) ведут промышленное обогащение урана;

- шесть стран (Франция, Великобритания, Россия, Япония, Индия, Китай) имеют мощности по переработке ядерного топлива.

Другая важная тенденция в мире – стремительно нарастающий интерес к ядерному производству в десятках стран мира.

В последние годы Россия и США вели интенсивные переговоры и подписали соглашение о сотрудничестве в области атомной энергетики. Это соглашение, в случае ратификации обеими сторонами, позволило бы России в лице «Росатома» сотрудничать с американскими компаниями в сфере производства МПКС-топлива (уран-плутониевое топливо для АЭС, полученное путем переработки оружейного плутония и смешения с ураном) и продажи российского урана потребителям США без посредников и антидомпинговых пошлин.

Америка при этом могла бы вести обогащение своего урана в России. У нас для этого половина производственных мощностей свободна. «Росатом» будет добиваться утилизации оружейного плутония путем переработки в МПКС-топливо, которое эффективно можно использовать в реакторах на быстрых нейтронах. В России пока один такой реактор БН-600 и строится БН-800 на Белоярской АЭС в свердловской области. Для серийного и коммерческого строительства нужны большие финансовые ресурсы и время – порядка 10 лет. Сотрудничество с США по развитию технологий на быстрых нейтронах позволит найти финансирование НИОКР и ускорить начало серийного производства реакторов типа БН. США же получили бы доступ к российским научным технологиям, к реакторам на быстрых нейтронах и к опыту их эксплуатации. В итоге Россия и США стали бы де-факто монополистами по производству реакторов на быстрых нейтронах.

Российские предприятия атомной отрасли имеют значительные преимущества перед другими источниками производства электроэнергии и тепла, которые могут и должны быть использованы как механизм выведения из кризиса всей российской энергетики как составной части топливно-энергетического комплекса страны.

Термоядерная энергетика

Среди невозобновляемых источников энергии по количеству выделяемого тепла лидирует энергия термоядерного синтеза, ресурсы которой практически безграничны.

Реакция термоядерного синтеза осуществляется между легкими ядрами атомов с образованием более тяжелых нуклидов и выделением значительного количества энергии. Непрерывная реакция синтеза возможна при следующих условиях:

- топливо должно быть чистым и состоять из легких ядер (дейтерий и тритий – изотопы водорода с относительной атомной массой 2 и 3);

- плотность топлива должна быть не менее 10¹⁵ ядер в 1 см³.

При этом два изотопа водорода (дейтерий и тритий) соединяются, образуя гелий и нейтрон. Выделяющаяся кинетическая энергия распределяется между нейтроном и ядром в соотношении 4:1.

Для начала реакции газообразные дейтерий и тритий должны быть нагреты до температуры более 100∙10⁶ ºС, что в 10 раз выше температуры ядра Солнца. Энергия межатомных соударений выбивает электроны из атомов с образованием смеси отдельных ядер и электронов – так называемой плазмы. Положительно заряженные ядра дейтерия и трития, движущиеся с большой скоростью, взаимно отталкиваются при приближении друг к другу. Однако поскольку их температура, а следовательно, и скорость возрастают, они сближаются до того, как начать отталкиваться. При температуре свыше 10⁶ ºС ядра дейтерия и трития сближаются настолько, что начинается реакция синтеза.

На пути устойчивой реакции синтеза имеются две трудности. Во-первых, нагрев большого количества дейтерия и трития до температуры более 100∙10⁶ ºС при сохранении ее во время контакта со стенками. Для этого используется «магнитная бутылка» - Токомак. Ядра гелия, образующиеся при синтезе и заряженные положительно, остаются в «бутылке», где их энергия используется для поддержания плазмы в горячем состоянии.

Электрически нейтральные нейтроны обогревают стенки. Потом это тепло используется для производства пара, расширяющегося в турбинах. Однако большой поток нейтронов, вызывающий высокие тепловые нагрузки, может повредить контейнер. В связи с этим вторая важнейшая проблема – создание прочного контейнера, в течение нескольких лет выдерживающего бомбардировки нейтронов.

Топливо для синтеза. Небольшое количество топлива, необходимое для синтеза – одно из привлекательных свойств этого процесса. Количество энергии, освободившееся в результате синтеза, в 10⁷ раз больше энергии типичной химической реакции, например, при сжигании органического топлива. В то время как для угольной ТЭС мощностью 1 ГВт необходимо 10⁴ т угля в сутки, для термоядерной электростанции такой же мощности – около 1 кг дейтерия и трития.

Дейтерий стабилен и может быть легко получен из воды с небольшими затратами. Тритий нестабилен и имеет период полураспада около 12 лет. В естественном виде в природе он встречается лишь в небольших количествах. Однако, как показано далее, он может быть получен в термоядерном реакторе бомбардировкой лития нейтронами, которые образуются при реакции синтеза: нейтрон + литий→гелий + тритий.

Таким образом, исходное топливо для реактора синтеза – литий и вода. Литий – обычный металл, используемый в мобильных телефонах и аккумуляторных батареях ноутбуков. Лития из одной такой батареи и дейтерия из 45 л воды достаточно для производства 200 тыс.кВт∙ч электроэнергии, что соответствует ее потреблению на душу населения в Великобритании за 30 лет.

Термоядерные электростанции. На рис.1 приведена концептуальная схема термоядерной электростанции. В центре – дейтерий-тритиевая плазма с объемом примерно 1000 м³, заключенная в тороидальную камеру. Пропорции на схеме не соблюдены: плазменное ядро должно быть значительно меньше, толщина бланкета – примерно 1 м.

Дейтерий и тритий подаются в активную зону, где нагреваются до более чем 100 млн. ºС – температуры, без труда достигаемой в реакторе JET. Нейтроны, образовавшиеся в результате реакции синтеза, покидают «магнитную бутылку» и проникают в окружающую структуру – так называемый бланкет. В бланкете нейтроны сталкиваются с литием и образуют тритий в соответствии с реакцией синтеза. Для получения дополнительных нейтронов может быть добавлен бериллий или свинец. В результате этого, по крайней мере теоретически, становится возможным создание реакторов, которые будут вырабатывать тритий не только для собственных потребностей, но и для пуска новых реакторов. Это будет проверено на международном экспериментальном термоядерном реакторе Токомак ITER.

                                                          Защитная оболочка реактора                                                                 

                                                                                                        Литиевый

                          Дейтерий                                                         бланкет                                                                                  

                                           Вакуум-                  

                 Первичное       ная                                                                                                              

                  топливо      ёмкость                                                                                    Гелий

                                                                                                                                                                    Литий

                                                                                                                          Электрогенератор                                             

                                                                              Паро-    Турбина

                                                                генератор

Рис. Концептуальная схема термоядерной электростанции

На электростанциях близкого будущего, использующих обычные конструкционные материалы, нейтроны будут также нагревать бланкет до 400 ºС, на электростанциях с перспективными материалами (например, карбид кремния) – до 1100 ºС. Применение новых материалов обеспечит более высокий термодинамический КПД. Из первичного охлаждающего контура с водой или гелием тепло будет передаваться во вторичный, рабочая среда которого используется для вращения турбины.

Детальные исследования проектов будущих термоядерных электростанций, проведенные в разных странах, дали похожие результаты. На основе современной техники после испытания подходящих материалов могут быть созданы термоядерные электростанции с экономически приемлемой стоимостью.

Преимущества и недостатки термоядерного синтеза

К преимуществам относятся:

- практически неограниченные запасы топлива;

- отсутствие загрязнения окружающей среды при работе;

- невозможность крупных аварий;

- «внутренние» расходы (т.е. издержки производства электроэнергии) вполне приемлемы, а «внешние» (связанные с влиянием на здоровье, климат и окружающую среду) будут практически равны нулю;

- возможность удовлетворения всех жизненных потребностей человека в электроэнергии.

Запасы дейтерия достаточны для удовлетворения потребностей человечества в течение миллионов лет, лития – на несколько тысячелетий (после чего его будут получать из морской воды). Несмотря на большой объем реактора, количество трития и дейтерия в нем мизерное, по массе равное десятку почтовых марок. Поскольку газ будет очень разряженным, опасность аварийного разгона реактора отсутствует.

В чем же состоит опасность? Во-первых, хотя основной продукт реакции – гелий нерадиоактивен, бланкет активизируется ударами нейтронов, которые образуются при реакции. Однако благодаря использованию малоактивных материалов первого контура радиоактивность будет уменьшаться с периодом полураспада 10 лет, и через столетие материалы смогут быть использованы повторно. Во-вторых, тритий радиоактивен, но его период полураспада 12 лет и возможная опасность несущественна. В любом случае нетрудно спроектировать реакторы таким образом, чтобы при самых опасных аварийных ситуациях вырывалась в окружающую среду лишь небольшая доля трития и эвакуация населения близлежащих районов не будет необходимой.

Об исследовании термоядерного синтеза

Реактор Токомак (первые образцы разработаны в России) – оптимальная магнитная конфигурация для «бутылочного» синтеза. Основные его элементы показаны на рис.2. В этом реакторе топливо находится в виде плазмы, удерживаемой в тороидальной камере, которая окружена магнитами. В плазме индуцируется ток и с помощью магнитов образуется спиралевидная магнитная структура, не допускающая контакта плазмы со стенкой камеры.  

                                                           Магнитный контур

                                                                                     (сердечник трансформатора)

                                                                                                                Внутренние обмотки

                                                                               тороидального поля  

                                                                                      Обмотки                                                             .                                                                                                                           тороидального поля

                                                                                      Внешние обмотки

                                                                                                                           полоидального поля

                                                                                                                           (для упорядочения и

                                                                                                                           придания формы плазме)

                                                                                                                           Полоидальное поле

                                                                                                                          Тороидальное поле

                                                                                                                       Плазма и ток плазмы

                                                                                                                       (вторичная обмотка

                                                                                                                       трансформатора)

                                                                                       результирующее геликоидальное поле

Рис.2 Основные элементы реактора Токамак

Реакция синтеза определяется следующими тремя параметрами:

· температурой плазмы , которая должна быть больше 100 млн. градусов;

· давление плазмы в камере , с ростом которого мощность реакции резко возрастает;

· «временем удержания энергии» , определяемым как отношение энергии плазмы к энергии, затраченной на ее разогрев.

Параметр  определяется качеством изоляции плазмы магнитным полем. Очевидно, что чем больше , тем эффективней реактор как новый источник энергии. Давление плазмы  (в атмосферах), умноженное на  (в секундах), характеризует количество выделяемой в реакторе энергии. Это произведение должно быть не менее 10.

Характеристика термоядерного синтеза (зависимость ) для разных реакторов Токомак свидетельствует о достигнутом за последние десятилетия прогрессе. Уже получена выделяемая в реакторе энергия, равная примерно 1. Для серийной электростанции этот параметр должен быть больше 10, что планируется достичь в реакторе ITER.

Основные принципы работы реактора Токомак

После образования тороидального поля в вакуумную камеру впускается небольшое количество газа. Первичный контур «трансформатора» (рис.20 создает электрическое поле в газе, и после разряда образуется одновитковая вторичная «обмотка». Возникающий электрический ток (примерно 5МА в реакторе JET) нагревает плазму до примерно 30 млн. ºС и образует полоидальное магнитное поле, которое в комбинации с тороидальным, индуцированным внешними обмотками, «удерживает» плазму, т.е. обеспечивает ей хорошую теплоизоляцию. К плазме подводится дополнительное тепло в целях достижения требуемой температуры.

Для выполнения ряда требований разрабатываются и создаются специальные силовые электрические системы. Например, это компактные магнитные накопители большой мощности (40 ГДж) для главного тороидального поля и сверхпроводящие выключатели для передачи тока в десятки килоампер на сопротивления, поглощающие энергию.

Плазма в тороидальной вакуумной камере вытянута по вертикали (эллиптическая форма сечения способствует лучшему ее удержанию). Хотя токи индукции в проводящих структурах вокруг плазмы уменьшают нестабильность, для динамического регулирования требуются мощные усилители на тиристорах.

Реактор JET – единственный, который может работать на тритии, хотя большую часть времени работает только на дейтерии. Реактор JET развивал мощность 4 МВТ на протяжении 5 с и 16 МВт – кратковременно.

Следующий этап – реактор ITER и установка IFMIF.

До строительства термоядерной электростанции – прототипа станции с турбинами, отпускающей электроэнергию в сеть, необходимо создание двух промежуточных установок.

Международный экспериментальный реактор Токомак ITER. Этот реактор по линейным размерам вдвое больше реактора JET и работает с мощным магнитным полем и большим током, протекающим через плазму. Задача реактора ITER – продемонстрировать сочетание физических процессов и технологии в масштабах электростанции: мощность должна быть не менее 500 МВт при потребности мощности на разогрев плазмы порядка 50 МВт.

Реактор JET может работать не более 1 мин, поскольку тороидальные обмотки, создающие магнитное поле, выполнены из меди и сильно нагреваются. Последние можно было бы охлаждать, но тогда для установки с размерами ITER пришлось бы иметь мощность на собственные нужды несколько сот мегаватт, что неприемлемо. Поэтому ITER будет оснащен сверхпроводящими обмотками, что позволит удерживать плазму в течение примерно 10 мин.

Реактор ITER будет содержать испытательные модули бланкетов, которые необходимы на электростанциях для производства трития. Основная задача ITER – показать, что требуемые характеристики плазмы можно получить на гораздо мощных термоядерных электростанциях и на ITER будут проводиться исследования, направленные и на повышение экономической конкурентоспособности термоядерных электростанций. Их основные цели:

· демонстрация управляемой термоядерной реакции с развитием большой мощности (в 10 раз превышающей мощность собственных нужд) без перегрева используемых материалов;

· поиск путей повышения давления плазмы без появления неконтролируемой нестабильности, что позволило бы электростанции работать с большой плотностью мощности или иметь менее мощные магниты.

В любом случае это дало бы возможность снизить стоимость вырабатываемой электроэнергии;

· демонстрация устойчивой работы без слишком больших затрат электроэнергии на собственные нужды.

Мощность реактора ITER составит не менее 500 МВТ. Прототипы всех ключевых компонентов ITER уже изготовлены и испытаны. Сооружение реактора, стоящий 4,5 млрд.долларов США, начнет консорциум компаний ЕС, Японии, России, США, Китая, Южной Кореи, как только будут выполнены все административные предписания. Строительство будет на территории Франции в Кадараше.

Международная установка для подготовки материалов IFMIF

Конструкционные материалы термоядерных электростанций, которые будут контактировать с плазмой, в течение многих лет будут подвергаться бомбардировке нейтронами. На основании излучения повреждений нейтронами элементов реакторов на быстрых нейтронах определены материалы, которые смогут проработать в термоядерных реакторах без замены не менее пяти лет.

Эти материалы необходимо проверить в условиях бомбардировки нейтронами со значительно более высокой энергией, характерных для реакции синтеза. Такие нейтроны могут вызвать атомные реакции с образованием и накоплением гелия в конструкционных материалах, что снизит их прочность. Эти процессы также требуют изучения.

Все исследования можно провести только после сооружения специальной установки IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) на основе ускорителя. В сочетании с математическим моделированием программа испытания конструкционных материалов является важной частью превращения идеи производства электроэнергии с помощью термоядерного синтеза в реальность.

График создания прототипа

Управление атомной энергетики Великобритании детально проработало график создания термоядерной электростанции. При этом исходили из предпосылки, что строительство ITER и установки IFMIF начнется в самом ближайшем будущем. Была произведена оценка всего объема информации, которая потребляется для проектирования термоядерной электростанции – DEMO, и было подсчитано, когда такая информация сможет быть накоплена с помощью указанных установок. Согласно изложенному можно составить график для станции DEMO (см. рис.3). НЕ ранее чем через 10 лет после ввода станции DEMO можно рассчитывать на возможность сооружения промышленных термоядерных электростанций.

График на рис. 3 составлен в предположении, что разрешения на строительство установок ITER и IFMIF будут получены одновременно. Это весьма желательно, но может казаться нереальным предположением (некоторая задержка строительства IFMIF допустима без изменения конечного срока ввода).

Разрабатываются также альтернативные конфигурации магнитного удержания плазмы (например, сферические Токомак и ускорители). В Калхэмском центре (Великобритания) работает сферический мегаамперный Токомак MAST с удержанием плазмы вокруг узкой центральной колонны.

Хотя сферические реакторы Токомак находятся в «детском» возрасте по сравнению с реакторами JET и ITER, они имеют потенциальные преимущества (с точки зрения характеристик плазмы и ее эффективности) и могут стать основой будущих прототипов термоядерных электростанций, а также их второго поколения.

Заметный прогресс за последние десятилетия убеждает в том, что термоядерный синтез в перспективе будет использоваться для производства электроэнергии в промышленных масштабах. Однако это потребует соответствующего финансирования, а также целенаправленной и хорошо управляемой программы работ. Тем не менее, учитывая масштабность перспективы и небольшие капиталовложения по сравнению с 3 трлн. Долл. США, ежегодно затрачиваемых на получение энергии в мире, можно вполне рассчитывать на ускоренное развитие термоядерной энергетики.