Термоядерные исследования как существенная составляющая технологической платформы энергетической безопасности

Виктор ИЛЬГИСОНИС
Директор направления научно-технических исследований и разработок Госкорпорации «Росатом», д. ф.-м. н., профессор, член-корреспондент РАН
e-mail: vilkiae@gmail.com

Осуществление управляемого термоядерного синтеза (УТС) – без преувеличения, одна из самых трудных и амбициозных задач, поставленных человечеством перед собой в ХХ веке. Более 70 лет трудоемких и весьма дорогостоящих исследований ведущих мировых стран в области управляемого термоядерного синтеза разделили сообщество людей, вовлеченных в эти работы или хотя бы ­как-то наслышанных о них, на две почти равные группы с весьма полярными суждениями. Одни сохраняют энтузиазм и считают необходимым интенсифицировать данные исследования, тогда как другие ратуют за их скорейшее прекращение по причине затратности и бесперспективности.
Оптимизм первых легко понять: за прошедшие десятилетия не только не было выявлено принципиальных запретов со стороны физической науки на реализацию управляемого термоядерного синтеза, но и вполне успешно был преодолен целый ряд трудностей, ранее казавшихся непосильными. Более того, если судить о скорости прогресса в исследованиях по управляемому термоядерному синтезу по значению так называемого «тройного произведения» , то вплоть до начала нынешнего века она была выше, чем скорость прогресса в производительности компьютеров. Согласно известному «закону Мура» удвоение числа транзисторов на кристалле чипа должно происходить каждые 2 года, тогда как значение тройного произведения удваивалось каждые 1,8 года! Исходные же аргументы в поддержку термоядерного синтеза как потенциального источника практически бесконечной энергии остались прежними. Главное – это, конечно, отсутствие углеродосодержащих выбросов, пониженная радиационная опасность, принципиальная невозможность неуправляемого разгона (термоядерные реакции не цепные) и неограниченность топливных ресурсов: как известно со школьных времен, энергосодержание дейтерия, находящегося в стакане воды, эквивалентно энергосодержанию барреля бензина. В сегодняшних условиях ресурсных и экологических ограничений эти аргументы выглядят даже более привлекательными, чем на старте термоядерных исследований в середине прошлого века.

Понятен и негативизм пессимистов, основанный, как правило, на двух основных тезисах: это колоссальная техническая сложность практически всех ключевых компонент термоядерного реактора, умноженная на отсутствие промышленных технологий их создания, плюс экономическая неконкурентоспособность термоядерной энергетики, прежде всего, из-за несопоставимых даже с ядерными реакторами капитальных затрат на сооружение. «Давайте перестанем тратить большие средства на исследования, нацеленные на создание неработоспособной и ненужной даже в отдаленной перспективе термоядерной энергетики», – вот основной посыл противников управляемого термоядерного синтеза, среди которых отнюдь не всегда доминируют дилетанты от науки. Сходную позицию можно услышать и из уст профессионалов в области ядерной энергетики и физики плазмы (см., например, [1]), не говоря уже об экономистах и управленцах.
Не ставя перед собой задачу внести новую лепту в указанную дискуссию, ведущуюся уже весьма продолжительное время и активизирующуюся каждый раз при достижении учеными-­термоядерщиками нового значимого рубежа или при старте ­какого-либо нового термоядерного проекта, рассмотрим в данной статье перспективы этого процесса с позиций обеспечения национальной безопасности, в первую очередь, безопасности энергетической. Представление о том, как статус, проблемы и перспективы термоядерных исследований виделись их непосредственным участникам в последние десятилетия, можно составить по работам [2] – [5], что оправдывает краткость изложения позиции автора по этим вопросам в настоящей статье.

Национальная безопасность и энергетическая трилемма

Несмотря на то, что исследования в области управляемого термоядерного синтеза привели к целому ряду фундаментальных научных достижений, в первую очередь, в области физики звезд и плазменной астрофизики, отражением чего отчасти может служить присуждение в 1970 г. Нобелевской премии по физике Хансу Улофу Гёста Альфвену «…за фундаментальные труды и открытия в магнитной гидродинамике с плодотворными приложениями в различных разделах физики плазмы» , эти работы имеют, в основном, очевидную практическую направленность, и потому должны оцениваться именно с позиций решения задач энергетики и сравниваться в части затрат с затратами на разработки в области энергетики, несопоставимыми с типовыми затратами на научные исследования.

Однако нельзя не согласиться с тем, что в условиях ограниченности ресурсов, выделяемых на научно-­технологическое развитие, для крупных корпораций или целых стран неизбежна постановка вопроса о выборе приоритетов, решаемого зачастую волевым образом или посредством лоббирования. К числу более или менее объективных критериев выбора таких приоритетов среди прочих можно отнести следующие [5]:
наличие компетенций и серьёзных заделов в разработке направления развития (при их отсутствии трудно претендовать на достижение технологического лидерства);
науко- и трудоёмкость направления (в отсутствие которых преимущество – на стороне малого и среднего бизнесов как более гибких и оперативных);
долговременность и стратегический характер реализации направления (без чего масштабные вложения в данное направление окажутся неоправданными);
быстрое развитие смежных/побочных направлений (что позволяет оправдывать, хотя бы частично, вложения в ходе решения основной задачи, демонстрируя их продуктивность).
Более подробно позиция автора о роли и месте прикладной науки изложена в [6]; здесь же отметим, что термоядерные исследования в России вполне соответствуют вышеуказанным критериям (в дальнейшем, если не оговорено особо, под термоядерными исследованиями будем преимущественно понимать доминирующее в настоящее время в мире направление магнитного термоядерного синтеза на основе токамаков ). Представление о соответствии первым трём критериям можно получить из уже упомянутых обзоров [2] – [4]; о развитии же смежных/побочных направлений будет сказано ниже.
Вышеперечисленные критерии относятся, разумеется, в большей степени не к поисковым или фундаментальным работам, а к технологическим разработкам, но именно таковыми и являются работы в области управляемого термоядерного синтеза на современном этапе и именно с этих позиций их следует оценивать, говоря о перспективах термоядерной энергетики. Углубление в последнее десятилетие понимания неразрывной связи и взаимовлияния национальной безопасности страны и её социально-­экономического развития, включая укрепление и совершенствование её технологического базиса, получило в 2021 г. документальное закрепление в Стратегии национальной безопасности Российской Федерации [7] (далее – стратегия), существенными составляющими которой выделены научно-­технологическое развитие, экологическая и экономическая безопасность.
На последней следует остановиться подробнее, поскольку именно экономическая несостоятельность термоядерной энергетики, декларируемая оппонентами термоядерного синтеза, является наиболее расхожим аргументом в их устах.
Среди задач, решением которых в соответствии со стратегией осуществляется достижение целей обеспечения экономической безопасности Российской Федерации, особо отметим задачу обеспечения энергетической безопасности Российской Федерации и задачу развития технологий получения электроэнергии, в том числе из возобновляемых и альтернативных источников энергии, развитие низкоуглеродной энергетики.
Понятие энергетической безопасности, введенное Международным энергетическим агентством (International Energy Agency, IEA) после нефтяного кризиса в 1973 г. как обеспеченность энергией в количестве и качестве, требуемом в данных экономических условиях [8], в последние годы стало предметом пристального внимания и анализа не только со стороны энергетиков и экономистов, но и юристов, социологов, политиков, управленцев. С 2010 г. Мировой энергетический совет (World Energy Council, WEC) на основе открытых глобальных данных и данных по отдельным странам (отчетов IEA, Всемирного банка, информации Объединенной инициативы раскрытия данных организаций (JODI), а также публичной информации и ответов представителей стран-­респондентов) стал ежегодно публиковать так называемый индекс мировой энергетической трилеммы, включающей помимо энергетической безопасности (1) критерии равнодоступности энергии (2) и экологической устойчивости (3), коррелирующие с тремя составляющими программы устойчивого развития ООН. Последний показатель оценивает эффективность энергетической системы страны предотвращать ущерб окружающей среде и смягчать последствия изменения климата. Кроме трех перечисленных основных критериев, составляющих 90 % индекса, оставшиеся 10 % приходятся на так называемый национальный контекст (4), характеризующий макроэкономическую ситуацию в стране, качество управления и стабильность условий для инвестиций и инноваций. Всего для расчета индекса используются 32 показателя; на основании результатов расчетов устанавливается рейтинг 125 стран. По итогам 2022 г. Россия, имея индекс 29, находится в таком рейтинге позади 43 стран (несколько стран имеют одинаковый индекс) [9].
При всей условности подобных расчетов считается, что индекс трилеммы позволяет отслеживать сравнительную результативность принимаемых в стране мер по формированию устойчивой энергетической отрасли, а также провести сравнительный анализ эффективности государственной политики на основе показателей других участников. Напомним, что в соответствии с распоряжением Правительства Российской Федерации от 9 июня 2020 г. № 1523‑р [10] повышение позиции Российской Федерации в рейтинге WEC, сформированном на основе индекса трилеммы, отнесено к числу показателей Энергетической стратегии, который к 2035 г. должен составить 20–30, и ориентироваться следует на нижнюю границу данного диапазона.
Относительно низкая позиция России в рейтинге связана с критериями (2)-(4). Если по критерию (1) Россия попадает в первый квартиль среди участников рейтинга, главным образом, за счет обеспеченности энергоресурсами и диверсификации генерирующих мощностей, то по критерию (2) она уже во втором квартиле, а по (3) и (4) – лишь в третьем. Означает ли это, что с энергетической безопасностью у нас все в порядке и основное внимание руководителей энергетической отрасли должно быть уделено критериям (2)-(4)? По мнению автора, такое утверждение было бы излишне оптимистичным, тем более, в нынешних условиях.
Развернутая трактовка понятия энергетической безопасности, в том числе как составной части экономической безопасности, дана в Доктрине энергетической безопасности Российской Федерации [11] с подробной характеристикой соответствующих угроз, вызовов, рисков и направлений деятельности по её обеспечению. Среди последних особенно критично «обеспечение технологической независимости топливно-­энергетического комплекса и повышение его конкурентоспособности». Понятно, что в сегодняшних реалиях наиболее актуальна и требует скорейшего решения задача импортозамещения в критически важных для устойчивого функционирования топливно-­энергетического комплекса видах деятельности, в том числе локализация производства иностранного оборудования или создание его отечественных аналогов. В первую очередь, речь идет о современном нефтегазовом оборудовании, продуктах энергетического машиностроения, включая газотурбинные установки, компрессоры, насосы, генераторы, трансформаторы и пр., программно-­технические комплексы автоматизированных систем управления и многое другое. Вместе с тем задача развития отечественного научно-­технологического потенциала, создания и освоения передовых технологий в сфере энергетики не может рассматриваться как не вполне своевременная и быть отложена «до лучших времён». Такой подход будет чреват накапливающимся технологическим отставанием, помноженным на уже наметившееся вымывание профессиональных кадров, которое невозможно будет устранить за короткое время в случае необходимости. Принципиально важно, что внедрение новых технологий сопровождается трансформацией механизмов производства и потребления, появлением новых рынков товаров и услуг, изменением облика существующих отраслей экономики, технологических и потребительских стандартов, т. е. всем тем, что не может быть предсказано заранее в отсутствие указанных технологий, находящихся в стадии разработки или опытной эксплуатации. Сказанное особенно актуально, если речь идет о ядерных технологиях, освоение и промышленное внедрение которых занимает весьма продолжительное время и неизбежно сопровождается изменением или даже кардинальным пересмотром действующих нормативов. В полной мере это относится и к технологиям термоядерного синтеза, примером чего может служить проект интернационального термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР).

Проект ИТЭР и мировая палитра токамаков

Очевидный прогресс в термоядерных исследованиях во второй половине ХХ века наряду с пониманием того, что реализация условий термоядерного горения в установках магнитного удержания плазмы критично зависит от размеров устройства (что непосредственно следовало из «прозрачных» балансовых расчетов, выполненных на достигнутом к концу двадцатого столетия уровне понимания физических процессов в высокотемпературной плазме), послужил стимулом для появления и довольно быстрого одобрения правительствами ведущих мировых стран идеи крупного международного проекта по созданию экспериментального термоядерного реактора. Таким проектом стал проект ИТЭР (аббревиатура слов International Thermonuclear Experimental Reactor – ITER – впоследствии стала трактоваться просто как латинское слово «путь»). Идеологом проекта выступил академик Е. П. Велихов, сумевший не просто донести содержание проблемы до российских политических лидеров, но и объяснить все потенциальные преференции такой масштабной мирной инициативы со стороны России в очень трудное время конца 1980‑х – начала 1990‑х гг. В том, что эта инициатива была серьёзно воспринята и поддержана в мире, также большая заслуга Е. П. Велихова, имевшего весьма широкий международный авторитет в научных и политических кругах. Последующая история проекта полна различных коллизий и перипетий, тем не менее, 21 ноября 2006 г. в Париже было подписано соглашение о Международной организации по созданию термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, предусматривающее все последующие этапы проекта: строительство, эксплуатацию, вывод из эксплуатации и дезактивацию.
ИТЭР – самый крупный научный проект в истории человечества, как по масштабам и стоимости, так и по значимости ожидаемых результатов. В его сооружении участвуют 7 сторон-­участников проекта, объединяющих 35 стран: Европа (27 стран Европейского союза плюс Швейцария и Великобритания), Индия, Китай, Южная Корея, Россия, США и Япония. В соответствии с соглашением Европа, на территории которой размещается ИТЭР, вносит вклад в проект в размере 45,46 %, а остальные участники, в том числе Россия, – по 9,09 %.

Основная задача ИТЭР заключается в экспериментальной демонстрации «зажигания» и управляемого стационарного «горения» дейтерий – тритиевой (DT) смеси в состоянии плазмы. При этом ожидается, что мощность, выделяемая в результате протекания термоядерных реакций (до 400–500 МВт), превысит вводимую в плазму мощность примерно в 10 раз (такое отношение обычно обозначают буквой Q). Это не означает, что ИТЭР будет работать как генерирующий объект: суммарное потребление энергии «от розетки» в процессе разряда будет около 600 МВт, необходимых для функционирования всех обеспечивающих компонент – магнитной системы, криогеники, устройств дополнительного нагрева плазмы, систем управления, диагностики и пр. ИТЭР – всё ещё экспериментальный реактор, он даже не оборудован системой генерации электроэнергии. Именно в ходе работы ИТЭРа предполагается экспериментально прояснить целый набор физических вопросов, которые не могут быть решены на установках меньшего масштаба, работающих на водороде или дейтерии. В частности, это:
самонагрев и устойчивость горения термоядерной плазмы;
эффекты, связанные с высокоэнергичными частицами плазмы (речь идёт, в первую очередь, об удержании альфа-­частиц, которые не только греют плазму, но и возбуждают целый спектр разнообразных колебаний и волн, в том числе неустойчивых);
углубление понимания физики удержания и процессов переноса;
физические пределы по плотности и давлению плазмы;
эффективность ввода топлива;
устойчивость магнитогидродинамических идеальных и резистивных мод колебаний плазмы (включая так называемые тиринг-моды, разрывающие токовые слои);
возникновение и подавление мод, связанных с наличием резистивной стенки токамака (эти моды, так же, как и тиринг-моды, способны ограничить допустимое давление плазмы);
возникновение и подавление мод, локализованных на периферии плазмы (как оказалось, эти моды в значительной степени ограничивают длительность разряда и – эффективно – уровень энергосодержания);
обеспечение вывода потоков энергии и частиц;
проблема срыва тока и уменьшения негативных последствий срыва;
обеспечение стационарного рабочего режима;
обеспечение адекватной диагностики в условиях высоких нагрузок (как радиационных, так и с учётом потоков частиц, в том числе нейтронов);
работа дивертора, проблема откачки золы – накапливающихся продуктов реакций;
подбор и испытания стойких материалов для энергонагруженных конструкционных деталей, подвергающихся воздействию плазменных и радиационных потоков, в том числе элементов вакуумной камеры и дивертора;
физика элементов бланкета.
Все эти вопросы требуют экспериментальной проверки на установке масштаба ИТЭР. Без такой проверки экстраполяция имеющихся достижений и результатов в область реакторных параметров будет необоснованной. Помимо научных задач общепризнанно, что именно отработка многочисленных технологических систем и обеспечение их взаимного функционирования делает ИТЭР необходимым и весьма значительным шагом на пути к промышленной термоядерной энергетике.
ИТЭР – это, без преувеличения, квинтэссенция современных технологий. Узлы и элементы конструкции, которые изготавливаются для ИТЭРа в разных странах, проходят специальный контроль и тестирование, стандарты которых выше, чем среднеевропейские или американские. Страны, принявшие на себя ответственность за изготовление узлов ИТЭРа, включая нашу страну, должны организовать высококлассное производство, способное выдержать жесточайшую международную приёмку. Это оказалось очень непросто, но в этом и заключается смысл реальных инновационных проектов, обладающих «вытягивающими» функциями в отношении существующего уровня национальной промышленности. В зоне ответственности России находятся изготовление и поставка 25 различных систем, к числу которых относятся:
Nb3Sn- и NbTi сверхпроводники (всего около 200 т) для катушек тороидальной и полоидальной магнитных систем; катушка полоидального магнитного поля PF1 – одна из шести катушек для управления положением плазменного шнура;
18 верхних патрубков вакуумной камеры, необходимых для установки диагностик, оборудования для нагрева плазмы, устройств откачки и др.;
порт-плаги, расположенные в патрубках вакуумной камеры и предназначенные для установки диагностического оборудования. Кроме этого, должны быть спроектированы и изготовлены четыре стенда для тестирования экваториальных и верхних порт-плагов в условиях нагрева, вакуума и функционального тестирования перед установкой на токамак;
компоненты первой стенки, включая 179 наиболее энергонапряжённых (вплоть до 5 MВт/м2) панелей, покрытых бериллиевыми пластинами, напаянными на бронзу CuCrZr, которая соединена со стальной основой (каждая панель имеет высоту 1,4 м, ширину до 2 м, и весит около тонны);
механические опоры и электро-­соединители бланкета;
компоненты дивертора (на купол дивертора и диверторные пластины, принимающие на себя основные потоки высокотемпературной плазмы температурой до 300 млн °C, приходится поток тепла с плотностью до 15–20 MВт /м2). Для проведения термоциклических испытаний обращённых к плазме компонент дивертора в России построена специальная установка IDTF (ITER Divertor Test Facility), в которой испытываемые детали облучаются электронным пучком с энергией 60 кэВ и мощностью до 800 кВт;
мощное электротехническое оборудование, включающее не имеющие аналогов устройства коммутации тока и вывода энергии из сверхпроводящих обмоток, силовые цепи постоянного тока, измерительные устройства;
гиротроны мегаваттной мощности на частоту 170 ГГц (8 шт.) – для электронного циклотронного нагрева плазмы;
девять оригинальных диагностических систем для измерения широкого спектра параметров плазмы (активная корпускулярная спектроскопия, анализаторы атомов перезарядки, вертикальная нейтронная камера, γ-спектрометрия, диверторный монитор нейтронов, лазерно-­индуцированная флуоресценция, рефлектометрия, спектроскопия водородных линий, томсоновское рассеяние в диверторе).
Крайне важной и едва ли не самой существенной особенностью созданной проектом ИТЭР кооперации является предусмотренное соглашением равенство прав и общая доступность создаваемых технологий для всех участников проекта. Дело в том, что параллельно с работами по ИТЭРу каждым участником проекта реализуется и развивается, в том числе с использованием ИТЭРовских разработок, собственная национальная программа исследований в области управляемого термоядерного синтеза.
Наиболее крупной из исследовательских установок, действующих в мире в настоящее время, является объединенный европейский токамак JET (Joint European Torus, Калэм, Великобритания), ряд условий экспериментов в котором непосредственно ориентирован на ИТЭР. JET оборудован «итэроподобной» первой стенкой, изготовленной из бериллия и вольфрама. Система дополнительного нагрева плазмы включает инжекцию быстрых нейтральных атомов мощностью 34 МВт и ионно-­циклотронный резонансный нагрев (10 МВт); имеется также система неиндукционного поддержания тока нижнегибридными волнами (7 МВт). Сегодня JET – единственный токамак, реально работающий на DT-смеси.
В эксперименте 1997 г. на JET был поставлен мировой рекорд получения мощности (пиковой) DT-реакций управляемого термоядерного синтеза в 16 МВт, что более чем в полтора раза превысило прежний рекорд такого рода с американского токамака TFTR. При этом значение параметра Q составило примерно 0,65. В более протяженном разряде в течение 4 с в квазистационарном режиме выделилось 21,7 МДж термоядерной энергии (рис. 1). 9 февраля 2022 г. в аналогичном режиме выделяемая средняя мощность составила около 11 МВт. В течение 5 секундного разряда удалось произвести почти в 3 раза больше энергии (59 МДж при Q = 0,33). При этом было израсходовано примерно 0,1 мг трития и 0,007 мг дейтерия.
Наилучшие результаты по длительности разряда демонстрируют, разумеется, сверхпроводящие токамаки. Так, в корейском K-Star (г. Дэджан), начиная с 2017 г., уверенно достигаются температуры ионов, превышающие 100 млн °C, с планомерным увеличением длительности разряда, превысившей в 2022 г. 30 с. Но рекордсменом является китайский токамак EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak, г. Хэфэй, провинция Аньхой). Физический пуск EAST состоялся в 2006 г., после чего более 10 лет системной работы коллектива энтузиастов Института физики плазмы Академии наук КНР ушло на доводку установки, её планомерную модернизацию, совершенствование экспериментальных режимов. Температура плазмы в EAST свыше 100 млн °C стала нормой с 2018 г., а в 2021 г. при температуре 160 млн °C длительность разряда составила 20 с, при 120 млн °C – 101 с, а при температуре 70 млн °C – более 17 мин. (точнее, 1056 с). Сооруженный в 2020 г. токамак HL‑2M (Юго-западный физический институт, г. Ченгду, провинция Сычуань) имеет медные обмотки и потому иные задачи – отработку различных технологий дивертора и вывода энергии из плазмы. В целом, КНР имеет вполне логичную и последовательную программу развития работ по управляемому термоядерному синтезу на основе магнитного удержания плазмы и предполагает собственный (следующий за ИТЭР) этап на пути к сооружению сначала демонстрационной (ДЕМО), а затем и промышленной термоядерной электростанции (ПТЭ). Таким этапом должен стать Китайский термоядерный инженерный тестовый реактор (Chinese Fusion Engineering Testing Reactor – CFETR), инженерный проект которого уже разработан. В настоящее время сооружаются установки для отработки и тестирования ключевых технологий CFETR (проект CRAFT – Comprehensive Research Facilities for Fusion Technology).
Пуск новейшего совместного японо-­европейского сверхпроводящего токамака JT‑60SA (г. Нака, префектура Ибараки, Япония) ожидается в 2023 г. Более полутора лет ушло на устранение короткого замыкания, возникшего на входном фидере катушки полоидального поля при проведении предпусковых испытаний катушки при токе около 30 % от номинала (к счастью, сама катушка не пострадала). Токамак JT‑60SA должен стать промежуточным этапом (как по масштабу установки, так и по срокам эксплуатации) между установкой JET и строящимся ИТЭРом.
В американской национальной программе основными экспериментальными устройствами являются эксплуатируемый крупный диверторный токамак DIII-D (General Atomics, Сан Диего, Калифорния) и сферический токамак NSTX (National Spherical Torus Experiment, г. Принстон, Нью Джерси). Последний был модернизирован в 2015 г., однако в 2016 г. был остановлен из-за аварии, график работ пересмотрен. Пуск обновленного NSTX-U ожидается в 2023 г. Стартовали работы по сооружению компактного токамака SPARC (MIT-CFS, Бостон, Массачусетс), ориентированного на работу с DT плазмой и достижением Q > 1 в высоком магнитном поле (более 12 Т) [13].

Национальная программа термоядерных исследований в РФ

До недавнего времени утверждённая программа исследований в области управляемого термоядерного синтеза в Российской Федерации отсутствовала. Такая программа была разработана в 2016 г. Госкорпорацией «Росатом» совместно с НИЦ «Курчатовский институт», выступившим её инициатором, и с организациями Российской академии наук во исполнение поручения Президента Российской Федерации от 21 января 2016 г. № Пр‑104. Она послужила основой федерального проекта ФП‑3 «Разработка технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий», включённого в состав комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации на период до 2024 г.» (далее – Программа РТТН), которая стартовала в 2021 г.
Программа РТТН объединяет в себе наиболее важные мероприятия в области научных исследований и разработки ядерных, термоядерных и смежных технологий, создания новой техники, строительства инновационных энергоблоков АЭС большой и малой мощности, выполняемые предприятиями и организациями атомной отрасли в тесной кооперации с другими ведущими российскими научными и образовательными организациями и промышленными предприятиями. В рамках ФП‑3 предусмотрено 5 направлений исследований:
исследования и разработки по «базовым» термоядерным технологиям (т. е. технологиям, необходимым для осуществления магнитного удержания высокотемпературной термоядерной плазмы, какова бы ни была конечная цель этого удержания – создание «чистого» энергетического реактора или термоядерного источника нейтронов (ТИН);
исследования и разработки по гибридным реакторным технологиям и системам (т. е. системам, ориентированным на задачи существующей и перспективной ядерной энергетики, о чём речь пойдёт ниже);
лазерный термоядерный синтез и технологии (целью направления являются задельные работы как по элементам установки лазерного термоядерного синтеза, так и уникального сверхмощного (в 0,1–0,2 эксаватта) источника света);
разработка инновационных плазменных технологий, в том числе опытно-­промышленных – с целью продемонстрировать продуктивность термоядерной науки на примерах устройств и технологий, пригодных для освоения промышленностью уже на современном этапе (например, для обработки материалов для машиностроения и медицины, для создания новых источников частиц и излучения различного спектрального диапазона, для космических применений, для использования в технологических процессах и пр.);
разработка нормативной базы термоядерных и гибридных систем, обеспечение лицензионной деятельности, обмен научно-­технической информацией.
Ожидаемые результаты, участники, ключевые научно-­технические детали ФП‑3 описаны в литературе довольно подробно (см., например, [14]). Отметим здесь, что масштабность поставленных задач и объём работ с очевидностью привели к необходимости продления программы РТТН за горизонт 2024 г., что было закреплено в Указе Президента РФ от 14.04.2022 № 202. Помимо выполнения исходных задач ФП‑3, палитра которых довольно широка, важнейшей ролью проекта видится закладка фундамента следующего этапа движения к «термоядерному эльдорадо».
Таким этапом сегодня представляется сооружение токамака с реакторными технологиями (ТРТ) – установки, во многом опирающейся на опыт проекта ИТЭР и новые идеи, возникшие в ходе его реализации. Многие мероприятия ФП‑3 уже сейчас так или иначе нацелены на проработку научного обоснования и даже отдельных элементов этой установки, проект которой должен быть полностью сформирован в ближайшие годы. При этом основной действующей установкой должен стать токамак Т‑15МД (НИЦ «Курчатовский институт», г. Москва) – первый отечественный «итэроподобный» среднеразмерный токамак, полное оснащение которого системами дополнительного нагрева и диагностики плазмы предусмотрено в рамках ФП‑3.
Предварительное описание концепции установки ТРТ представлено в публикациях [15]. В ТРТ предполагается интегрировать ряд ключевых инновационных технологий, значимость которых осознана в ходе работы над проектом ИТЭР. Так, магнитная система должна быть сделана на основе высокотемпературного сверхпроводника, работающего при высоких магнитных полях, что позволит обеспечить в камере ТРТ магнитное поле не ниже 8 Т. Предусмотрена жидкометаллическая защита первой стенки и дивертора новой конструкции. Система дополнительного (неиндукционного) нагрева будет включать систему инжекции быстрых (с энергией до 500 кэВ) нейтральных атомов мощностью в несколько десятков мегаватт, квазистационарные гиротроны мегаваттного уровня с частотой 230 ГГц и ионно-­циклотронный нагрев плазмы мощностью несколько мегаватт. Диагностический комплекс должен быть адаптирован для работы на термоядерных температурах, предусмотрена система полностью автоматизированного дистанционного управления. Сооружение такой установки в РФ в значительной степени будет способствовать укреплению технологической независимости страны в части перспективных термоядерных и плазменных технологий.

Управляемый термоядерный синтез и ядерная энергетика

В последние годы заметно усилились позиции сторонников ядерной энергетики (ЯЭ), вполне обоснованно рассчитывающих на её ренессанс в XXI веке, в особенности в связи с распространением и реализацией концепции устойчивого развития [16]. Ядерная энергетика обеспечивает долгосрочное стабильное энергоснабжение при низких эксплуатационных затратах, обеспеченность топливом высокой эффективности (теплотворная способность ядерного топлива в миллион раз выше, чем у органического) и независимость от колебания цен на углеводороды, отсутствие углеродсодержащих выбросов. Последнее обстоятельство позволило даже причислить ядерную энергетику к «зеленой европейской таксономии».
Вместе с тем понятно, что сегодня общество готово будет учитывать достоинства ядерной энергетики только в случае удовлетворения относительно простых и понятных требований. Во-первых, это безусловное обеспечение безопасности в отношении крупных аварий. Угроза крупных аварий – благодатная почва для формирования негативного отношения к атомной энергетике, старательно распространяемого отдельными средствами массовой информации и пропагандистами альтернативной энергетики. Неслучайно, что после аварии на Чернобыльской атомной станции темпы роста мирового производства электроэнергии на АЭС снизились в 6 раз.
Во-вторых, мы обязаны идти по пути повышения экономической эффективности ядерной энергетики, в первую очередь, посредством снижения капитальных затрат на сооружение АЭС. В-третьих, не надо забывать, что тенденция на развитие безуглеродной энергетики – это лишь часть комплексной экологической повестки, в составе которой наличествует требование минимизации накопления радиоактивных отходов, образующихся при работе атомных станций. В перспективе желательно перейти на так называемый замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ), который минимизировал бы и наши потребности в добыче сырья для ядерного топлива, и объёмы отходов атомной промышленности.
Эти задачи требуют целого ряда новых научно-­технических решений. Стратегией развития атомной промышленности в нашей стране взят курс на создание двухкомпонентной ядерной энергетики, включающей внедрение в энергосистему реакторов на быстрых нейтронах (РБН) в сочетании с усовершенствованием технологической базы на базе «тепловых» реакторов с планомерным переходом к замкнутому ядерному топливному циклу. При этом необходимо активизировать работы над реакторами следующего, четвертого поколения и атомными станциями малой мощности (АСММ) (см., например, [17]). Интерес к последним возрастает и в нашей стране, и во всем мире как в связи с потребностями удаленных/изолированных регионов, для которых, как показывают оценки, комбинация малых АЭС и возобновляемых источников энергии может оказаться оптимальным низкоуглеродным решением, так и в связи с возможностями кэптивного использования атомной энергии для задач промышленности, производства водорода, а также замены источников высокоуглеродной генерации, прежде всего, угольной.
Закономерен вопрос: есть ли в планах развития ядерной энергетики место для термоядерных технологий и, если да, то каково оно? Заметим, что идеи прямого использования возможностей управляемого термоядерного синтеза в атомной отрасли высказывались еще на заре термоядерных исследований. Речь, в первую очередь, идёт о концепции так называемых «гибридеров» – гибридных реакторов-­размножителей, использующих термоядерную DT-реакцию преимущественно для генерации нейтронов, которые утилизируются в окружающем плазму бланкете, содержащем делящееся вещество (например, природные стабильные изотопы238U или232Th). В такой схеме именно в бланкете происходит основное тепловыделение, более чем на порядок превышающее термоядерное, и, что не менее важно, дополнительное производство делящихся изотопов как основы ядерного топлива для АЭС или боеприпасов. Эта идея довольно активно рассматривалась в конце 1970‑х – начале 1980‑х гг., поскольку требования к «термоядерному сердцу» гибридера – ТИНу – оказываются значительно мягче, чем к «чистому» термоядерному реактору. Более того, сегодня достижение значений параметров плазмы, необходимое для продуктивной работы гибридера, продемонстрировано экспериментально (достаточно обеспечить Q ~ 1, тогда как самоподдерживающаяся термоядерная реакция соответствует Q = ∞), равно как и наличие необходимых конструкционных и функциональных материалов. Разумеется, аварии в Чернобыле и Фукусиме косвенно сказались и на популярности концепции гибридных реакторов, которая, тем не менее, сохраняет своих сторонников и даже увеличивает их число по мере выявления очередных трудностей на пути реализации классического энергетического термоядерного синтеза по схеме ИТЭР-ДЕМО-ПТЭ.
Концепцию гибридного реактора следует рассматривать в увязке с ключевыми проблемами атомной энергетики по обеспечению ее устойчивого развития и замыкания топливного цикла. Ряд перспективных сценариев развития мировой энергетики предусматривает опережающие темпы развития атомной энергетики, однако увеличение доли АЭС в мировой энергетике с неизбежностью приведёт к нарастающему дефициту ядерного топлива, что выводит на передний план задачу его наработки. Возможным решением этой задачи может стать развитие реакторов на быстрых нейтронах – бридеров, вырабатывающих энергию и воспроизводящих топливо из природного урана 238 (в классических реакторах на быстрых нейтронах коэффициент воспроизводства топлива оценивается на уровне 1,1–1,3), так и использование гибридеров с ТИН.
Главное преимущество гибридного реактора с ТИН по сравнению с любой другой ядерной установкой, обеспечивающей конверсию сырьевых изотопов в делящиеся, заключается в использовании термоядерных нейтронов высокой энергии (14,1 МэВ для DT-реакции), что позволяет в 5–7 раз увеличить интенсивность наработки новых делящихся изотопов из сырьевых при одинаковой мощности установок. Это важнейшее качество приводит к тому, что присутствие гибридных термоядерных реакторов в структуре ядерной энергетической системы можно ограничить лишь небольшой долей (менее 15 %) и при этом в полном объеме решить проблему обеспечения топливом. Реакторы деления, составляющие основу существующей атомной энергетики, будут обеспечены делящимися изотопами, произведенными в гибридных реакторах. Одновременно с этим гибридные реакторы будут обеспечены тритием, наработанным в реакторах деления. Особый интерес к гибридным системам проявляют страны, испытывающие быстро растущие потребности в энергоресурсах и не обладающие собственными запасами природного ядерного топлива, такие как Китай и Индия.
Вторая возможная задача гибридных реакторов – высокоэффективное «дожигание» минорных (младших) актинидов, накапливающихся в результате работы ядерных реакторов, – также основана на высокой энергии нейтронов – продуктов DT-реакции. Дело в том, что реакции прямого распада долгоживущих миноров (таких как243Am с периодом полураспада 7,37 тысяч лет,237Np с периодом полураспада 2,14 млн лет) под воздействием потока нейтронов – пороговые и эффективно происходят при достаточно высокой энергии налетающих нейтронов (МэВ-ого уровня). Именно такими нейтронами обладает ТИН, тогда как в нейтронном спектре РБН их доля невелика. Поэтому «дожигание» в РБН идет в основном по другому каналу – через захват нейтрона (или нейтронов), трансмутации в дочерние актиниды и их последующий распад. Но этот процесс наиболее эффективен как раз при низких энергиях нейтронов и, кроме всего прочего, добавляет продукты такого распада к отработавшему ядерному топливу, что делает использование ТИН для данной цели ещё более привлекательным.
Тем не менее, по мнению автора, ориентация ТИН на дожигание миноров в отработанном топливе не является первоочередной и первостепенной задачей для ядерной энергетики и вряд ли может служить приемлемой целью для термоядерного синтеза. Вполне работоспособным и более быстрым решением представляется использование жидкосолевого реактора-­сжигателя (ЖСР-С), нейтронный спектр которого также позволяет использовать оба описанных канала дожигания миноров: прямое деление нейтронами высокой энергии и трансмутация основным количеством эпитепловых нейтронов. При этом понятно определенное преимущество дожигания в ЖСР-С по сравнению с РБН: бόльшая производительность, не требующая сложных технологических операций разделения америция и кюрия, а также фабрикации топлива и топливных элементов с минорами. Для ТИНа же задача наработки топлива для АЭС представляется гораздо более перспективной, хотя её актуальность существенно зависит от динамики самой ЯЭ.

Заключение

Сегодня атомная отрасль России демонстрирует хорошую экономику и темпы развития. В 2022 г. АЭС России при суммарной установленной мощности свыше 29,5 ГВт выработали свыше 223,371 млрд кВт·ч электроэнергии, что превыcило рекордную выработку 2020 г. (215,746 млрд кВт·ч) более чем на 3,5 %. Коэффициент использования установленной мощности составил 86,21 %; на разной стадии реализации находится сооружение 34 энергоблоков в 11 странах, а также трёх – в РФ [17]. Наряду с возобновляемыми источниками генерации ядерная энергетика считается одним из низкоуглеродных способов получения энергии, демонстрируя самые низкие выбросы (в эквиваленте CO2) в среднем на уровне 5,5 г/кВт·ч за весь жизненный цикл. Ядерная энергетика вместе со вспомогательными и дочерними направлениями служит важной составляющей технологической платформы, обеспечивающей наряду с нефтегазовым комплексом энергетическую безопасность страны.
Экономические и технологические достижения атомной отрасли обеспечивают прогресс и в смежных отраслях, сопровождаемый решением важных социальных задач. Наиболее яркими примерами этого в последние годы стали развитие ядерной медицины, композитных материалов и аддитивных технологий, строительство атомных ледоколов и освоение Северного морского пути, ветрогенерации и пр. Все эти направления основаны на современных технологиях, отвечающих мировому уровню или даже превосходящих таковой. Вместе с тем нельзя закрывать глаза на постоянно усиливающуюся конкуренцию в сфере ядерных технологий, в первую очередь, со стороны китайских партнеров, взявших курс на освоение самого широкого спектра передовых технологий, включая реакторы поколений III+ и IV.
Не следует забывать, что события последних лет доказали возможность инвертировать классическую формулировку В. И. Ленина «Политика есть концентрированное выражение экономики». Сегодняшними реалиями наглядно продемонстрировано, что развитая экономика может служить мощнейшим рычагом в достижении политических целей и быть подстроенной под эти цели, даже в ущерб собственно экономическим интересам. При этом на передний план выходит именно технологическое развитие, позволяющее обеспечить как необходимую гибкость в перестройке производственных и экономических цепочек, так и в достижении их эффективности, если не оптимальной, то хотя бы приемлемой с учетом принимаемых политических решений.
По мнению автора, Россия как передовая ядерная держава должна обладать всем спектром ядерных технологий, что необходимо для гарантированного обеспечения устойчивости в указанной сфере. В полной мере это относится как к ядерным реакторным технологиям поколения IV, так и к технологиям управляемого термоядерного синтеза, с одной стороны, расширяющим этот спектр, а, с другой стороны, как показывает опыт ИТЭРа, выступающим мощным драйвером развития смежных направлений, потенциально востребованных в XXI веке, прежде всего, развивающейся энергетикой. Сверхпроводимость, мощная электротехника, криогеника, вакуумные системы, высокоэффективное насосное и компрессорное оборудование, радиохимия, высокопрочные материалы, мощная высокочастотная радиоаппаратура, прецизионная оптика – этот список легко может быть продолжен. Исследования по термоядерному синтезу уже сейчас имеют технологический «выхлоп», оправдывающий помимо всего прочего вкладываемые средства. Индикатором этого может служить резко выросший в последние 3–4 года интерес частных инвесторов и бизнес-­структур, выраженный в объеме вкладываемых средств. По данным Fusion Industry Association в 2022 г. объём финансирования термоядерных исследований частным бизнесом составил более 2,8 млрд долл., продемонстрировав почти 40 % роста, по сравнению с 2021 г. [18]. Возможно, не последнюю роль в этом процессе играют публично обозначенный интерес к управляемому термоядерному синтезу таких крупных бизнесменов как В. Гейтс, Дж. Безос и др., а также аннотированное достижение значения Q ≈ 1,5 в эксперименте на лазерной установке NIF (Ливермор, Калифорния) в декабре 2022 г. Тем не менее, указанные объёмы слишком велики, чтобы быть следствием лишь отдельных мнений и событий. Скорее, происходит осознание того, что системная работа в научно-­обоснованном направлении неизбежно закончится успехом, каким сложным и дорогостоящим бы это направление не было.
В России это осознание послужило движущей силой для разработки и запуска несколько лет назад программы РТТН. Задачей сегодняшнего дня, непосредственно связанной с обеспечением энергетической безопасности страны на ближайшие десятилетия – общей для инициаторов этой программы, ответственных исполнителей и руководителей властных структур – является её полноценная реализация в отведённые сроки.