От циклотрона к токамаку

Анна ДОГУАБ
Обозреватель журнала «Энергетическая политика»

Метаданные научной публикации

От циклотрона к токамаку
From Cyclotron to Tokamak

Анна ДОГУАБ
Обозреватель журнала «Энергетическая политика»

Anna DOGUAB
Columnist for the Energy Policy magazine

Аннотация. Атомная промышленность России отмечает в этом году 80‑летие. За это время она прошла сложный путь становления от простого циклотрона – ускорителя частиц до сверхсложных токамаков для термоядерного синтеза. Россия стала заслуженным мировым лидером по экспорту технологий мирного атома и новаторским технологическим разработкам. Статья подробно описывает исторический путь атомной отрасли и современные тренды по реализации проекта «Прорыв» и строительства ультрасовременного токамака ТРТ в Троицке.
Ключевые слова: атомная промышленность, ядерные технологии, строительство АЭС, технологии замкнутого ядерного цикла, токамак, термоядерный синтез.

Abstract. Russia’s nuclear industry celebrates its 80th anniversary this year. During this time, it has gone through a difficult path of development from a simple cyclotron particle accelerator to super-­complex tokamaks for thermonuclear fusion. Russia has become a well-deserved world leader in the export of peaceful atomic energy technologies and innovative technological developments. The article describes in detail the historical path of the nuclear industry and modern trends in the implementation of the Breakthrough project and the construction of the ultra-­modern TRT tokamak in Troitsk.
Keywords: nuclear industry, nuclear technologies, construction of nuclear power plants, closed nuclear cycle technologies, tokamak, thermonuclear fusion.

УДК 621.039

DOI 10.46920/2409‑5516_2025_08211_40

EDN: DNGTOS

Первые шаги

Атомная наука России зародилась еще задолго до Октябрьской революции 1917 г. В 1915 году в Петрограде был создан специальный радиевый отдел комиссии по изучению естественных производительных сил России для исследования модного на тот момент «французского» явления – радиационного излучения. Однако развитию этого направления помешала Первая мировая вой­на, потом – Октябрьская революция. Лишь в 1921 г. уже в Советском Союзе новый государственный ученый совет Наркомпроса учредил при академии наук радиевую лабораторию, позже ставшую Радиевым институтом. Главной задачей новой лаборатории стало проведение фундаментальных исследований феномена радиоактивности и радиоактивных веществ. Фактически в этих стенах начала создаваться атомная наука.

Тепловая мощность опытно-­демонстрационного энергокомплекса в рамках проекта «Прорыв» составит 700 МВт, срок службы может достигать 30 лет

Ученые института использовали разработки американского исследователя Эрнеста Лоуренса, который в 1930 г. создал первый в мире циклотрон – ускоритель тяжелых заряженных частиц. Принцип циклотрона достаточно простой – заряженные частицы под действием магнитного поля и быстро меняющимся электрическим полем начинали по спирали выталкиваться наружу из центра цилиндрической вакуумной камеры по спиральной траектории. В 1935 г. в Радиевом институте был создан первый в Европе циклотрон, позволивший создать пучок ускоренных протонов. В 1939 г. советские ученые смогли доказать возможность протекания цепной реакции деления ядра в молекулах урана. На основе полученных результатов академия наук подготовила целую программу работ по изучению ядерных свой­ств урана. Но масштабным исследованиям помешала Вторая мировая вой­на.
Во время вой­ны академия наук несколько раз пыталась возобновить работы по изучению урана и возможностей создания атомной бомбы. В апреле 1943 г. при академии наук была даже создана лаборатория измерительных приборов № 2, ставшая основой Курчатовского института, а в 1944 г. получены первые в Европе килограммы чистого урана. Но ресурсов, сил, финансовых средств не было – все уходило на военные нужды.

Первые в мире

Настоящим политическим вызовом для властей СССР стало успешное испытание в США первой атомной бомбы в июле 1945 г. Месяца не прошло, как в стране был создан специальный комитет при ГКО СССР – особый орган управления работами по исследованию урана, в которой вошли высшие государственные чиновники и крупнейшие ученые физики-ядерщики. Так, 20 августа 1945 г. стало официальным днем рождения российской атомной промышленности. Ядерные исследования приобрели политическую волю и мощный административный ресурс.
Шел разгар холодной вой­ны, который стимулировал развитие отечественной атомной промышленности. Невиданными для науки темпами шли экспериментальные исследования. Уж в 1946 г. впервые в Европе в реакторе Ф‑1 под руководством Игоря Курчатова была запущена самоподдерживающаяся цепная реакция деления урана. Исследования позволили построить в г. Озерске Челябинской области первый промышленный реактор «А» по производству плутония.
А 29 августа 1949 г. на Семипалатинском полигоне были проведены первые успешные испытания советской ядерной бомбы. В 1951 г. прошли испытания второй атомной бомбы, а в 1953 г. – первой в мире термоядерной бомбы (РДС‑6с). Четырьмя годами позже под научным руководством Курчатовского института была построена первая в мире атомная подводная лодка.
Исследования в области атомного оружия показали возможности использования цепных реакций деления ядер для медицинских целей и получения энергии и подстегнули развитие мирных технологий. Еще в апреле 1949 г. был запущен первый в Европе тяжеловодный исследовательский реактор, который позволил сделать несколько крупных открытий, в том числе в области получения тепловой энергии и радионуклидов для медицины.

Постепенно становится понятно, что цепные реакции деления ядер сопровождаются выделением настолько большого объема тепловой энергии, что его будет достаточно для строительства целой электростанции. За несколько лет близ Обнинска в Калужской области была построена первая в мире атомная электростанция, которая дала ток в июне 1954 г. Она была оснащена уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Ее мощность составила всего 5 МВт, что по современным меркам равно мини-­АЭС. Но значение этой станции огромно – запуск Обнинской АЭС стал прорывом в мирном использовании ядерных технологий, создав практический фундамент нового направления – атомной энергетики.
На фоне этого успеха И. Курчатов и А. Александров возглавили разработку программы развития ядерной энергетики в СССР, предусматривающую почти повсеместное использование ядерных технологий: от электростанций до ледоколов.
Последовали успехи один за другим. В 1955 г. был запущен в эксплуатацию первый в мире реактор на быстрых нейтронах БР‑1 с нулевой мощностью, а через год – БР‑2 с тепловой мощностью 100 КВт. А в 1956 г. на стапеле Адмиралтейского завода в Ленинграде началось строительство первого в мире атомного ледокола «Ленин». Это было совершенно инновационное решение, продиктованное необходимостью создать флот, который бы работал в экстремальных арктических условиях Северного морского пути без возможности дозагрузки топлива. Для отработки оптимальных конструкторских решений в Ленинграде был даже создан деревянный макет ледокола в натуральную величину. В создании судна принимали участие 510 предприятий и организаций страны, разработавших 76 новых типов механизмов и 150 новых образцов оборудования. И по сей день атомный ледокольный флот есть только у России.
В 1964 г. был введен в эксплуатацию первый реактор ВВЭР‑1 мощностью 210 МВт на Нововоронежская АЭС, а в 1973 г. был запущен в эксплуатацию первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН‑350 в г. Актау в Казахстане. В 1974 г. состоялся запуск первого реактора РБМК мощностью 1000 МВт на Ленинградской АЭС. В это же время начался масштабный экспорт атомных технологий в страны Восточной Европы, Азии и Африки. Всего за 10 лет (с 1957 по 1967 гг.) Советским Союзом за рубежом было построено 25 атомных установок, в том числе 10 реакторов, 7 ускорителей, 8 изотопных и физических лабораторий.

Атомная отрасль. Перезагрузка

Авария на Чернобыльской АЭС в 1986 г. затормозила развитие отечественной ядерной энергетики на два десятка лет. Постепенно на фоне экономического подъема и роста спроса на электроэнергию атомная промышленность начала оживать. В феврале 2001 г. состоялся физический пуск энергоблока № 1 Ростовской АЭС, в декабре 2004 г. был подключен к сети энергоблок № 3 Калининской АЭС. В декабре 2007 г. в соответствии с Указом Президента РФ была образована государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Госкорпорации были переданы полномочия Министерства атомной энергетики и упраздненного Федерального агентства по атомной энергии. Главной ее целью провозглашено создание новых условий для развития ядерной энергетики, усиление конкурентных преимуществ российских технологий на мировом рынке, проведение государственной политики и обеспечение единства управления в использовании атомной энергии, а главное – обеспечение стабильного функционирования атомного энергопромышленного комплекса. С этого момента начинается новые взлет российской атомной промышленности.
В 2008 г. «Росатом» приступил к строительству сразу двух атомных станций нового типа – Нововоронежской АЭС‑2 и Ленинградской АЭС‑2, в основу которых легли реакторы третьего поколения ВВЭР‑1200. В 2010–2014 гг. прошли запуски энергоблоков 2 и 3 на Ростовской АЭС. Осуществлен также физический пуск энергоблока 4 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН‑800, который создал платформу для разработки систем замкнутого ядерно‑­топливного цикла.
На текущий момент госкорпорация «Росатом» объединяет более чем 400 предприятий и научных институтов, в которых работает свыше 250 тысяч человек. Диапазон проектов «Росатома» огромен: от сверхмощных АЭС и крупнейшего международного проекта ИТЭР, до разработки электромобиля. Корпорация является крупнейшей генерирующей компанией в России и занимает второе место в мире по объему атомных мощностей, уступая лишь французской EDF. На территории России «Росатому» принадлежит 11 АЭС с суммарной установленной мощностью свыше 28,5 ГВт.
В настоящее время российская атомная отрасль является одной из передовых в мире по уровню научно-­технических разработок в области проектирования реакторов, ядерного топлива, опыту эксплуатации атомных станций и квалификации персонала АЭС.

«Прорыв»

Но на этом фоне возникает вопрос – куда двигаться дальше, сосредоточиться на тиражировании технологий или идти по пути создания новых уникальных систем? В сегодняшнем быстро меняющемся мире, когда одна технология почти сразу же сменяет другую, заниматься простым расширением проектов явно недостаточно. В таких отраслях как атомная, мировое лидерство будет сохраняться только за теми странами, которые могут предлагать революционные технологии, способные принципиально изменять мир доступной энергии.

Одной из таких прорывных идей является технология замкнутого ядерного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах, позволяющие трансформировать уран‑238 в плутоний‑239, разрабатываются во многих странах, включая Францию, Японию, Индию и Южную Корею. Использованное топливо перерабатывается в МОКС-топливо, предназначенное для легководяных реакторов, однако ни в одной стране мира подобные технологии не разрабатываются в комплексе.

«Росатом» решил построить уникальную ядерную экосистему, в которой будут увязаны в единый комплекс установки получения топлива, реактор на быстрых нейтронах, процессы переработки отработанного топлива и окончательная утилизация отходов. Такая система сейчас создается в г. Северске в Томской области на площадке Сибирского химического комбината в рамках проекта «Прорыв». Новые подходы позволят вырабатывать электроэнергию без накопления облучённого ядерного топлива и многократно повторно использовать отработавшее топливо, что практически полностью решает проблему ограниченности запасов урана.
В рамках проекта «Прорыв» идет активное строительство опытно-­демонстрационного энергокомплекса, на котором будут отработаны все необходимые технологии для замыкания ядерного топливного цикла. Он будет оснащен быстрым реактором БРЕСТ-ОД‑300 «естественной безопасности» со свинцовым теплоносителем и модулем по производству нового смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. Кроме того, в комплекс будет входить модуль для переработки уже облученного топлива, с помощью которого можно будет извлекать из отработанной смеси полезные ядерные компоненты и использовать их при изготовлении (рефабрикации) нового СНУП-топлива. Таким образом, эта система станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.

Тепловая мощность опытно-­демонстра­ционного энергокомплекса составит 700 МВт, а срок службы может достигать 30 лет. Главный насосный агрегат установки будет включать в себя 600 т жидкого свинца, разогретого до 550 °C. При этом расход свинца не будет превышать 11 т в секунду, а потребляемая мощность электроэнергии не превысит 600 КВт.
Первый запуск реактора ожидается в 2026–2026 гг., а ввод в эксплуатацию – уже в 2030 г. «На грани 2026–2027 гг. пройдет физический пуск. Если никаких серьезных событий не будет, которые помешают этому, в эксплуатацию с выдачей энергии в сеть реактор вой­дет в 2028 г. Модуль переработки топлива запланирован к вводу примерно к 2030 г., поскольку к этому времени начнет появляться отработанное топливо, полностью цикл замкнется», – рассказал научный руководитель проекта Евгений Адамов.
В случае успешного «Прорыва» и отработки возможностей масштабирования подобных комплексов будет заложен фундамент для построения атомной энергетики нового поколения.
Как пояснил начальник аналитического отдела АО «Прорыв» Андрей Каширский, современные атомные станции с реакторами на тепловых нейтронах работают с КПД на уровне 35%. Это значительно ниже КПД в 45% у современных тепловых электростанций и КПД в 60% у парогазовых электростанций последнего поколения. АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, такими как БРЕСТ-ОД 300, обладают КПД на уровне 43%. При этом существует потенциал увеличения КПД таких реакторов до 50%.

По его словам, запуск опытно-­демонстрационного комплекса в Северске и его последующее масштабирование и тиражирование позволит решить сразу несколько камней преткновения атомной отрасли:

1. Минимизация аварий, требующая эвакуации населения.
2. Решение проблемы дефицита сырья или резкого роста цен на него, поскольку система воспроизводит делящиеся материалы с коэффициентом 1 благодаря быстрому спектру нейтронов в реакторе и нитридному топливу.
3. Прекращение захоронения радиоактивных отходов, представляющих неприемлемый риск для населения и окружающей среды, так как потенциально долгоживущие опасные радионуклиды рециклируются в топливном цикле системы.
4. Технологическое обеспечение режима нераспространения ядерного оружия, поскольку переработка осуществляется без выделения урана и плутония оружейного качества, а система способствует утилизации «привлекательных» ядерных материалов.
5. Обеспечение конкурентоспособности производимой электроэнергии.
   Кроме того, данный проект позволит во многом заменить ископаемое топливо на низкоуглеродное, а также обеспечить конкурентное преимущество России на мировом энергетическом рынке.
   Как отметил заместитель гендиректора МАГАТЭ Михаил Чудаков, «Прорыв» станет настоящей атомной революцией. «Помимо того, что он замыкает топливный ядерный цикл и использует весь уран‑238, превращая его в плутоний, и повторно использует, как птица феникс, отработанное топливо, он также выжигает актиниды, превращая их в другие короткоживущие элементы, уже сравнимые с той радиоактивностью, которые мы берем из земли, когда добываем уран», – сказал Н. Чудаков.

Дотянуться до звезды

Но если проект «Прорыв» – это революционная технология завтрашнего дня, то исследование термоядерного синтеза – это задел на будущее. Исследования явления слияния ядер важны не только с точки зрения практического применения, но и с точки зрения понимания природы вещества и миросозидания.
Говоря простым языком, термоядерный синтез – это процесс, в ходе которого два лёгких атомных ядра сливаются в одно более тяжёлое ядро с высвобождением огромного количества энергии. Естественный термоядерный процесс мы наблюдаем почти каждый день при взгляде на солнце. Фактически термоядерный синтез является основой природы звезд, когда под действие колоссальной температуры и гравитации атомы водорода переходят в состояние огнедышащей плазмы, в которой атомные ядра сталкиваются друг с другом и превращаются в гелий, выделяя огромное количество энергии и света.

Идея создать свою собственную звезду в стенах научного института витала в воздухе еще в тридцатые годы прошлого века. Вопрос упирался в решение простых задач: как разогреть водород на Земле до состояния плазмы и удержать ее в течение определенного времени. В 1940–1950 гг. американские ученые смогли обосновать и построить установку получения плазмы – так называемый стелларатор. По сути, это замкнутая магнитная ловушка для поддержания высокотемпературной плазмы. Внешние катушки стеллатора создают магнитное поле, которое позволяет использовать его в непрерывном режиме. Его силовые линии подвергаются вращательному преобразованию, в результате которого эти линии многократно обходят вдоль тора и образуют систему замкнутых вложенных друг в друга тороидальных магнитных поверхностей.
Ученые Курчатовского института пошли по другому принципу. Они создали тороидальную камеру с магнитными катушкам, имеющую форму бублика, что позволяет добиться эффекта замкнутого тоннеля. Такая установка получила название «токамак» (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками). Она позволяет разогнать температуру до десятков и даже сотен миллионов градусов. Так, первый в мире токамак, построенный в Курчатовском институте, мог разогнать температуру до 100 млн °C. Современные установки способны повысить температуру до 200-250 млн °C.
Такая колоссальная температура необходима для быстрого получения и удержания плазмы в земных условиях. Температура Солнца составляет внутри ядра около 15 млн °C, на поверхности – порядка 9 млн °C. Термоядерные реакции здесь проходят менее интенсивно, а удержание плазмы обеспечивается высокой гравитацией. На Земле долго поддерживать установки в режиме 15 млн °C невозможно, поэтому было принято решение увеличить температуру, а гравитационное поле заменить магнитным. Вместо водорода было принято решение использовать его изотопы – дейтерий и тритий.
Задача Токамака – обеспечить стабильное протекание термоядерной реакции при длительном удержании плазмы. Впервые плазма в токамаке была получена в Курчатовском институте в конце 1950‑х гг. Токамак Т‑6 был задуман в конце 1960‑х гг. как шедевр гладкости тороидального магнитного поля. Установка имела стабилизирующий медный кожух внутри разрядной камеры, предельно приближенный к плазме, чтобы работать при максимальных токах и минимальных запасах устойчивости. На ней детально изучались вопросы устойчивости плазмы.

Мировой парад термояда

Успех Курчатовского института дал толчок к исследованиям термоядерного синтеза во многих странах. Всего с 1950‑х гг. в мире было построено около 300 токамаков, каждый из которых привнес новые данные в процесс исследования термоядерных реакций.
По данным МАГАТЭ, на данный момент в 26 странах мира работают 99 термоядерных экспериментальных установок, еще 13 установок строятся, а 33 новых планируется. Наиболее успешными из действующих считаются установки KSTAR в Южной Корее, EAST в Китае, JT‑60SA в Японии. Лидерами по строительству токамаков являются Япония, Евросоюз, Россия, Китай и США.
«При этом по меньшей мере 20 концепций термоядерных электростанций находятся на разных стадиях разработки в Канаде, Китае, Германии, Израиле, Японии, Республике Корея, Российской Федерации, Швеции, Великобритании и США. Планируемые сроки завершения проектов находятся в диапазоне от конца 2020‑х до середины 2050‑х гг. Эти концепции разрабатываются отдельными правительствами, частными компаниями и некоторыми государственно-­частными совместными предприятиями», – говорится в отчете МАГАТЭ за 2024 г.

В сфере практических разработок преобладают токамаки – на их долю приходится порядка 50% установок, еще 14% приходится на стеллараторы, 8% – на лазерные инерционные установки, а остальное – на альтернативные разработки.
МАГАТЭ отмечает, что к успешным проектам можно отнести термоядерные установки, если они соответствуют таким критериям, как: усредненная по времени чистая тепловая мощность синтеза, равная 100–500 МВт, пиковая выработка электроэнергии больше 50 МВт, показатель энергетической безубыточности должен быть больше 1, коэффициент воспроизводства трития – больше 0,9, а запасы трития – меньше 1 кг. При создании реактора должна быть разработана методика четкого учета расходуемого трития, а также и стратегия, стоимость и сроки удаления и замены деградировавших компонентов как конструктивная особенность установки. Она должна предлагать инновационные подходы в области удержания плазмы и технологий заправки и переработки газа, состоять из модульных и сменных компонентов. При этом стоимость одномоментного возведения должна быть менее 5–6 млрд долл. США.
Самой успешной установкой термоядерного синтеза по критерию «длительность плазменного разряда», по данным на февраль 2025 г., стал французский токамак WEST, эксплуатируемый Комиссариатом по атомной энергии и альтернативным источникам энергии (CEA). Ученым из Франции удалось удержать плазму в рабочем состоянии в течение 22 минут или 1 337 секунд, что на 25% превышает показатель в 1 066 секунд или 18 секунд китайского токамака EAST. Оба рекорда были установлены с разницей в один месяц, тогда как в прошлом году наибольший рекорд удержания плазмы считался всего 400 секунд.
Еще одной интересной тенденцией последних лет стало существенное увеличение частных инвестиций в развитие термоядерных технологий. Если в 2022 г. объем частных вложений составлял всего 1,4 млрд долл., то к концу 2023 г. он достиг уже 6,21 млрд долл., а к концу 2024 г. – 7,3 млрд долл., отмечает МАГАТЭ.
Среди инвесторов преобладают две категории – крупнейшие мировые энергетические компании, такие как Eni, Chevron, Equinor и Mitsubishi, и IT-гиганты, вкладывающие в развитие дата-центров и системы искусственного интеллекта, такие как Microsoft и Amazon.

Идеальная энергия

Так в чем причина интереса государств и инвесторов в развитии термоядерного синтеза? Главная привлекательность идеи создания «звезды на Земле», несмотря на всю кажущуюся фантастичность, это получение почти безграничного количества энергии при минимальном использовании топлива, экологической чистоте и безопасности технологических процессов.
Сырьем для термоядерного синтеза служат изотопы водорода: дейтерий и тритий. Дейтерий содержится в морской воде. Тритий надо получать промышленно путем облучения лития‑6 нейтронами в ядерных реакторах либо путем выделения при изотопной очистке тяжёлой воды.
Цена трития при искусственном получении составляет примерно 20–30 млн долл. за 1 кг. «Однако она условна. Формально тритий не является рыночным продуктом. Для термоядерных реакторов нужны миллиграммы этого вещества, поэтому цена топлива не будет создавать основной вклад в цену выработки энергии в термоядерном реакторе», – отмечал директор направления научно-­технических исследований и разработок «Росатома» Виктор Ильгисонис в интервью «Коммерсанту».
Фактически установка термоядерного синтеза не требует специфических условий, таких как наличие ресурсов или полезных ископаемых. По сути, она может быть построена в любом месте, где есть доступ к морской воде.
Еще одним немаловажным преимуществом термоядерного синтеза является его экологичность и безопасность. Самый страшный сон специалиста по ядерному синтезу – вовсе не «ядерный гриб», убивающий все живое, не тонны всплывающих ядерных отходов и даже не трехглазые мутанты (как на протяжении 20 с лишним лет нам рисовал мультсериал «Симпсоны»), а лишь неконтролируемый срыв плазмы. Как показали первые исследования, в некоторых ситуациях идеально симметричный бублик из плазмы, удерживаемый магнитными полями внутри установок, становится нестабильным, из-за чего он теряет свою форму или смещается. В результате сверхгорячая плазма может коснуться стенки вакуумной камеры, что приводит к ее резкому охлаждению и к потенциально опасной тепловой и токовой нагрузке на саму камеру.
Термоядерный синтез на Земле может проходить исключительно в экстремальных условиях сверхвысоких температур выше 100 млн °C и при удержании магнитным полем, поэтому, как только температура плазмы падает, реакции ядерного синтеза прекращаются. Дальше стен научно-­исследовательских центров эти проблемы не уйдут. При этом в результате ядерного синтеза не происходит выброса вредных веществ, что превращает данные установки в наиболее экологически чистые источники энергии.
«Термоядерный синтез – это самоограничивающийся процесс: если вы не сможете контролировать реакцию, она остановится сама собой», – цитируются в бюллетене МАГАТЭ слова эксперта по термоядерному синтезу в МАГАТЭ Сеила Гонсалеса де Висенте.
Кроме того, термоядерный синтез не приводит к образованию высокорадиоактивных долгоживущих ядерных отходов. В ходе работы термоядерных установок выделяются только низкоактивные радиоактивные отходы, которые не представляют серьезной опасности для окружающих и не могут быть использованы, например, в качестве оружия.
Единственными серьезными минусами установок термоядерного синтеза являются их высокая стоимость, повышенные требования к температурным режимам материалов, а главное – энергозатратность. На сегодняшний день все построенные установки работают с отрицательными показателями энерговыработки. Другими словами, на получение плазмы сейчас требуется больше энергии, чем производится. Бесконечный источник энергии пока себя не окупает. Решение этой проблемы стало задачей номер один для ученых-­ядерщиков всего мира. Так возник мировой мегапроект, которому нет равных по масштабам замаха и реализации, International Thermonuclear Experimental Reactor или ITER, созвучный латинскому слову «путь».

Феномен конструктивной интернациональности

Идеологом проекта выступил советский ученый академик РАН Евгений Велихов, который не только впервые четко сформулировал основные идеи международного проекта, но и смог добиться его широкой мировой политической поддержки. Договоренность о реализации проекта была достигнута в 1985 г. в Женеве на переговорах между СССР и США. В 1987 г. проект получил нынешнее название, в 1988 г. был создан руководящий орган – Совет ИТЭР. А через четыре года напряженной работы над концепцией, ЕС, Россия, США и Япония подписали соглашение о разработке технического проекта ИТЭР, который был завершен в 2001 г. В 2002–2005 гг. к проекту присоединились Южная Корея, Китай и Индия. Соглашение о строительстве первого международного экспериментального термоядерного реактора было подписано в Париже 21 ноября 2006 г. С этого момента началась самая грандиозная научно-­исследовательская стройка вселенной.

Реактор типа токамак создается во Франции, на площади 180 га в ядерном центре Кадараш под Марселем. Уже в 2013 г. было развернуто полномасштабное строительство. Реактор высотой 30 м и массой 23 тыс. т будет расположен на площадке длиной в 1 км и шириной в 400 м. Работы по его строительству координирует Международная организация ИТЭР, созданная в октябре 2007 г.
Стоимость проекта оценивается пока в 25 млрд евро, из них на ЕС (через «Евратом») приходится 45,4%, а шесть других участников (в том числе РФ) вносят по 9,1% каждый. При этом главным правилом ИТЭР остается равнодоступность технологий для всех участников проекта и возможность строительства собственных токамаков.
«ИТЭР – самый крупный научный проект в истории человечества, как по масштабам и стоимости, так и по значимости ожидаемых результатов», – отметил директор направления научно-­технических исследований и разработок госкорпорации «Росатом» Виктор Ильгисонис в статье для журнала «Энергетическая политика».
Основная задача ИТЭР заключается в экспериментальной демонстрации продолжительной реакции термоядерного синтеза. Ожидается, что мощность в 400–500 МВт, выделяемая в результате протекания термоядерных реакций, превысит вводимую в плазму мощность примерно в 10 раз.
«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. ИТЭР – всё ещё экспериментальный реактор, он даже не оборудован системой генерации электроэнергии. Однако он позволит прояснить целый набор физических вопросов, которые не могут быть решены на установках меньшего масштаба, работающих на водороде или дейтерии», – отмечает Виктор Ильгисонис.

В частности, ИТЭР должен выявить, каким образом протекает самонагрев и устойчивость горения термоядерной плазмы; эффекты, связанные с высокоэнергичными частицами плазмы, эффективность ввода топлива. Фактически он должен дать понимание физики удержания и процессов переноса, а также пределов по плотности и давлению плазмы. Его задача – исследовать устойчивость магнитогидродинамических идеальных и резистивных мод колебаний плазмы (включая так называемые тиринг-моды, разрывающие токовые слои) и разобраться в проблемах срыва тока, проведение диагностики плазмы в экстремальных условиях и т. д.
«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», – добавил Виктор Ильгисонис.
ИТЭР – это квинтэссенция современных технологий. Оборудование, узлы и элементы конструкции ИТЭР, которые изготавливаются 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 Россию, организовали высокотехнологичное производство, способное выдержать жесточайшую международную приёмку.
В зоне ответственности России находится изготовление и поставка 25 различных систем, к числу которых относятся:
сверхпроводники (всего около 200 т) для катушек тороидальной и полоидальной магнитных систем;
катушка полоидального магнитного поля;
18 верхних патрубков вакуумной камеры, необходимых для установки диагностик и иного оборудования, оборудование для дополнительного нагрева плазмы;
диагностические комплексы;
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, каждая из которых имеет высоту 1,4 м, ширину до 2 м, и весит около тонны);
механические опоры и электросоединители бланкета;
компоненты дивертора и т. д.

Поскольку ИТЭР является исследовательским проектом, то пересмотр подходов и технологий, коррективы технологических решений и сроков, являются естественным ходом работ. Тем более технологии термоядерного синтеза за последние 25 лет не стояли на месте. Применение лучших национальных практик является частью подхода ИТЭР.
Если в 2020–2021 гг. считалось, что главной задачей ИТЭР является получение первой плазмы, которая планировалась на 2025 г., то теперь ученые концентрируются на начале эксплуатации на проектных параметрах и дейтерий-­дейтериевом эксперименте в 2034 г. К 2039 г. токамак ИТЭР должен перейти к дейтерий-­тритиевой стадии. И еще через 10 лет должны стартовать испытания модулей бланкета, которые преобразуют термоядерную энергию в электрическую.
В ходе сборки возникали определенные сложности. Так, выяснилось, что секторы вакуумной камеры, изготовленные корейскими и европейскими партнерами, не состыковались друг с другом, так как погрешность в изготовлении оказалась на уровне сантиметра.
Кроме того, в 2023 г. было принято решение о замене материала первой стенки токамака с бериллия на вольфрам. Данное решение предложил новый глава ИТЭР Пьетро Барабаски. Установка строится во Франции, где, в отличие от США, Великобритании и России, существуют крайне жесткие ограничения на использование потенциально токсичных металлов, в том числе бериллия. Попытка преодолеть европейскую бюрократию и получить одобрение властей на использование бериллия могла бы затянуть проект сильнее, нежели поиски новых технологий. Как отметил в своем выступлении на конференции МАГАТЭ сам П. Барабаки, доказывать регулятору, что термоядерный реактор «будет безопасен в конце срока службы» было неразумным, проще было поменять самые тугоплавкие металлы.
При этом возник вопрос: можно ли использовать вольфрам самостоятельно или необходимо нанести на стенки тонкую пленку карбида бора, чтобы сгладить главный недостаток вольфрама – попадание многозарядных примесей в плазму? Организация ИТЭР заключила с российской стороной контракт на исследование этого вопроса. В них участвуют несколько научных институтов и вузов. В частности, в НИИЭФА («Росатом») планируется провести циклические тепловые испытания электронным пучком. А в Троицком институте инновационных и термоядерных исследований будет проверено качество покрытия, путем облучения его импульсными плазменными сгустками.
Поскольку вольфрамовые примеси снижают температуру плазмы, чтобы получить проектное отношение термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, равное 10, необходима гораздо большая мощность электронно-­циклотронного нагрева. Потребуется 80 или даже 87 гиротронов вместо 24. 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.

Токамак на грани возможного

Участие в работе ИТЭР стало для России важным этапом развития собственной национальной программы исследований термоядерного синтеза. В 2021 г. в России стартовал федеральный проект «Разработка технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий», в рамках которого учреждением «ИТЭР-Центр» и АО «НИИЭФА», входящими в госкорпорацию «Росатом» был подготовлен проект принципиально нового токамака ТРТ, который будет сооружен в Троицком институте инновационных и термоядерных исследований, также входящем в госкорпорацию «Росатом». Этот проект суммирует опыт, полученный в работе над проектом ИТЭР, а также ведущие российские разработки в области термоядерного синтеза.

Как рассказал журналу «Энергетическая политика» директор Проектного центра ИТЭР («Россатом») Анатолий Красильников, ТРТ строится с использованием самых последних наработок в области технологий строительства токамаков. При этом он имеет несколько принципиальных отличий от мирового проекта ИТЭР.
«Если проект ИТЭР построен на основании создания электромагнитной системы из низкотемпературных сверхпроводников с использованием ниобий-­олова и ниобий-­титана, которые работают при температуре 5 Кельвинов, то ЭМС ТРТ разрабатывается из высокотемпературных сверхпроводников, поэтому российский токамак может работать в более широком диапазоне температур – от 5 до 20 Кельвинов», – отметил А. Красильников.
«Второе ключевое отличие заключается в том, что в ИТЭРе тороидальное поле на оси равно 5,3 тесла, а в ТРТ оно планируется до 8 тесла. Природа токамаков такова, что при увеличении магнитного поля в полтора раза термоядерная мощность может быть увеличена примерно в 4–5 раза. Это означает, что одну и ту же термоядерную мощность вы можете получить в установке, которая заметно меньше, компактнее и дешевле», – добавил ученый.
«Третье принципиальное отличие – это использование жидкометаллической литиевой первой стенки. Под действием нейтронного и гамма-­излучения материал первой станки разрушается. Если сделать первичную стенку из жидкого лития, который течет и течет, дефекты стенок утекают сами», – добавил А. Красильников. Российский токамак будет использовать бериллий вместо вольфрама, поскольку в отличие от ЕС и самой Франции, в России нет столь жестких ограничений на его применение.

«И наконец, токамак ТРТ строится в Троицке, и здесь большие ограничения по применению трития. Поэтому установка будет ориентирована на использование дейтерия с небольшим напуском трития в 1%. Хотя наибольший выход энергии возможен с использованием смеси дейтерия и трития в соотношении 50% на 50%», – добавил глава Проектного центра.
По его словам, работа над проектом ТРТ идет полным ходом: уже завершен концептуальный и эскизный проекты ТРТ, в 2025–2026 гг. будет подготовлен уже непосредственно технический проект. Запуск установки намечен на 2035 г. При этом его целью будет не получение коммерческого электричества, а глобальные исследования в области технологий создания термоядерных установок. «Токамак ТРТ – это очень сложный проект, поскольку сегодня ни одного в мире ВТСП-токамака не построено», – отметил ученый.

Научные разработки при создании ТРТ можно будет использовать в других направлениях, в частности в развитии авиации и ракетостроения. Сейчас институтами «Росатома» в рамках термоядерных исследований разрабатываются установки не только для Земли, но и для космоса, например, изучается вопрос создания плазменного ракетного двигателя. В рамках этой работы изготовлен ускоритель плазмы с внешним магнитным полем для прототипа плазменного ракетного двигателя с повышенными параметрами тяги (не менее 6 Н) и удельного импульса (не менее 100 км/с). Мощность такого двигателя, работающего в импульсно-­периодическом режиме, может достигать 300 кВт. В будущем это сделает возможными межпланетные перелеты и обмен грузами между Землей и Луной.
Успешные мировые исследования, включая совместную работу ученых всего мира над проектом ИТЭР, и работа над российским токамаком ТРТ говорят о том, что использование реакций термоядерного синтеза является крупнейшим и важнейшим направлением развития современной физики, которое может произвести в будущем подлинную революцию в обеспечении человечества принципиально новыми источниками энергии.