Крупнейший в мире термоядерный реактор получил первую плазму. Это установка JT-60SA, которая создавалась для помощи в отработке термоядерных технологий международному проекту ITER. Высота рабочей камеры JT-60SA всего вполовину меньше высоты камеры реактора ITER, что делает эксперименты на японском реакторе достаточно ценными для приближения успеха международного проекта.

Источник изображения: Japan’s National Institutes for Quantum Science and Technology

Термоядерный реактор JT-60SA был заново построен на месте старого реактора JT-60. Он стал больше, а магниты были заменены на сверхпроводящие. Это позволит ему удерживать плазму в самом большом на сегодня в мире объёме рабочей зоны в 135 м³. В реакторе ИТЭР, отметим, объём рабочей камеры составит 840 м³.

Обслуживающие реактор JT-60SA специалисты пока не сообщили о параметрах полученной в реакторе плазмы. В идеальном случае её температура (очевидно, речь об электронной плазме) должна дойти до 200 млн °C. В таком случае для запуска термоядерной реакции температура ионной плазмы должна достичь 100 млн °C. В таком состоянии реактор JT-60SA должен будет поддерживать работу в течение 100 секунд.

Получение первой плазмы на реакторе JT-60SA как на уменьшенной копии реактора ITER свидетельствует о правильном выборе конструкции и стратегии международного проекта. Реактор JT-60SA уже помог специалистам ITER, хотя далось это немалой кровью. В 2021 году во время пробного запуска JT-60SA в катушке одного из сверхпроводящих магнитов возникло короткое замыкание, что почти на три года отсрочило начало работы установки. Длительный и дорогой ремонт JT-60SA заставил инженеров ITER с повышенным вниманием отнестись к магнитам своего реактора помимо решения текущих проблем.

Эксперименты на JT-60SA позволят лучше подготовиться к запуску реактора во Франции. На последующих этапах пути этих реакторов разойдутся. Японский реактор может работать только на дейтериевом топливе, тогда как реактор ИТЭР со временем сможет перейти на более эффективное дейтерий-тритиевое топливо. Тем не менее, эксперименты на JT-60SA позволят японцам разработать собственную термоядерную электростанцию — проект DEMO, которую они намерены построить к 2050 году. А пока тон в отрасли задают китайцы, опытные термоядерные реакторы которых разогревают плазму до температур свыше 100 млн °C на сотни секунд.

На пленарном заседании форума «Технопром» вице-президент НИЦ «Курчатовский институт» Александр Благов сообщил о проведении энергетических испытаний модернизированного токамака Т-15МД. Это первая построенная за 20 лет установка такого рода в России. Первая плазма на токамаке получена весной этого года, после чего началось постепенное увеличение мощности установки.

Модернизированная термоядерная установка токамак Т-15МД. Источник изображения: Юлия Бубнова/ТАСС

В чистом виде токамак Т-15МД не может считаться термоядерным реактором. По крайней мере, от него не будут требовать производства энергии. Установка проектировалась и создавалась как мощный термоядерный источник нейтронов. При этом Т-15МД обладает уникальным сочетанием компактности и мощности, что позволит отрабатывать на установке технологии, которые потом найдут применение в масштабных термоядерных проектах. В частности, Т-15МД входит в структуру международного термоядерного проекта ИТЭР (International Thermonuclear Experimental Reactor) и поможет запустить одноимённый реактор в работу, проверяя те или иные аспекты поведения установки и испытывая новое оборудование и материалы.

Физический пуск токамака Т-15МД состоялся в мае 2021 года при участии премьер-министра РФ Михаила Мишустина. Первая плазма на нём, как сообщалось выше, получена весной этого года.

«Сейчас мы его (токамак) дооснастили дополнительными системами нагрева и уже провели первые испытания по энергетическому пуску этой установки. Это очень важное событие с точки зрения развития термоядерный энергетики в нашей стране», — сказал Благов, которого цитирует ТАСС.

Работы по дооснащению токамака продолжаются. В конечном итоге он будет выведен на уровень, необходимый для получения результатов высокого международного значения. Работы по проекту ведёт Курчатовский институт. Конкретно реакторные технологии будут разрабатываться на другой установке — на токамаке с реакторными технологиями, который начали строить на базе Троицкого института инновационных термоядерных исследований. Он должен быть готов к 2030 году.

Предприятие Госкорпорации «Росатом» — АО «НИКИЭТ» — изготовило первую серийную партию высокотехнологичных компонентов для международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР), строящегося на юге Франции. На базе компонентов российского производства будут изготовлены самые теплонагруженные передние стенки бланкета реактора — первой линии защиты реактора и внутрикамерного оборудования от контакта с плазмой.

Несущая конструкция панелей первой стенки бланкета ИТЭР. Источник изображения: АО «НИКИЭТ»

Россия должна изготовить 40 % передних стенок бланкета — это 179 изделий. Со стороны плазмы они покрыты бериллием, а под его защитой будет железоводный блок охлаждения с невероятной производительностью — до 100 кг теплоносителя в секунду. Передние стенки бланкета изготавливают АО «НИКИЭТ» и АО «НИИЭФА». Каждая такая стенка должна выдерживать нагрузку до 4,7 МВт на м². Это сменная деталь реактора, которая будет заменяться по мере износа, что продлит эксплуатацию реакторной камеры до 25 лет или дольше вместо 5 лет, если бы эти модули были несъёмными. Заменять блоки бланкета будет роботизированная система.

Основу передней стенки бланкета составляет несущая конструкция панелей первой стенки (НКПС) бланкета. АО «НИКИЭТ» сообщило об изготовлении первых серийных изделий НКПС. Всего до конца года будет изготовлено 20 таких компонентов. На базе НКПС собирается передняя стенка из защитных панелей, тепловых экранов и системы протока теплоносителя. Эти элементы будут испытывать в термоядерном реакторе колоссальные нагрузки по целому ряду воздействий — от радиационных до химических и тепловых, что требует высочайшей точности изготовления и соблюдения чистоты материалов.

«НИКИЭТ обладает значительными компетенциями и является одним из ключевых производителей компонентов для ИТЭР. Серийное производство изделий осуществляется на собственных производственных участках с применением высокотехнологичного оборудования, что гарантирует их высокое качество и соответствие всем установленным международным стандартам. До конца текущего года планируется завершить первый этап производства компонентов для 20 НКПС», — отметил заместитель главного конструктора по ядерно-физическим системам ИТЭР, начальник отдела разработки бланкетов и систем преобразования энергии для термоядерных реакторов АО «НИКИЭТ» Максим Николаевич Свириденко.

Передняя стенка бланкета, блок охлаждения и модуль бланкета в сборе, а также схема размещения модулей бланкета в реакторе

Разработка, изготовление и отправка уникального отечественного оборудования осуществляется в строгом соответствии с графиком сооружения экспериментального термоядерного реактора. Основной вклад Российской Федерации заключается в разработке, изготовлении и поставке 25 систем будущей установки. Но в какие сроки будет получена первая плазма в реакторе, сегодня можно только догадываться. Вместо продолжения сборки реактора его начали разбирать и ремонтировать.

На конференции TopFuel 2023 в китайском городе Сиане российские специалисты представили топливную сборку для легководных реакторов западного дизайна PWR. В Китае таких реакторов большинство и Россия, как минимум, может стать поставщиком в Поднебесную не просто сырья (урана), а топливных сборок — готовой высокотехнологичной продукции, которой на самом деле нет аналогов с перспективой стать поставщиком едва ли ни для любого реактора в мире.

Источник изображения: «Росатом»

По данным «Росатома», сегодня каждый шестой энергетический реактор в мире работает на топливе российского производства. С 90-х годов прошлого века компания Westinghouse начала предпринимать попытки создать собственный аналог топлива для реакторов советского и, позже, российского дизайна. Сразу зайти со стороны европейского рынка не получилось из-за ненадлежащих рабочих характеристик американского топлива, но прогресс был достигнут на Украине и сегодня, с учётом украинского опыта и благодаря санкционному отсечению России от ЕС, компания Westinghouse начала активно заключать контракты на поставку топливных сборок для АЭС на базе российских проектов в Европе.

«Росатом», со своей стороны, тоже создал основу для поставки топливных сборок для реакторов Westinghouse и подобных. Основным преимуществом российского топлива «западного образца» считается полная независимость цепочек поставок. Процесс от начала до конца проводится в России с соблюдением всех технологических требований. Но и это не всё. Представленные российскими разработчиками топливные сборки имеют усовершенствования, которые позволяют топливу «гореть» дольше и с большей эффективностью.

Иными словами, российская альтернатива позволяет реже проводить процедуру загрузки реактора и открывает возможность работать под усиленными нагрузками. Тем самым эти сборки позволяют вырабатывать более дешёвое электричество, что ещё сильнее подчёркивает статус атомной энергетики, как «зелёной».

Сборки западного образца создаются на базе топлива российского дизайна ТВС-Квадрат (TVSK). Производство сборок топлива «ТВС-Квадрат» развёрнуто на Новосибирском заводе химконцентратов (ПАО «НЗХК», предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»). Сборки прошли полный цикл испытаний в 2020 году в реакторе PWR-900 на энергоблоке № 3 АЭС «Рингхальс» в Швеции. После отработки их направили на независимую экспертизу в научный центр Studsvik в Швеции для проведения послереакторных исследований. Осенью 2021 года центр дал положительную оценку образцам. К сборкам российского производства, отработавшим на «западном» реакторе, не было никаких претензий.

«Топливо TVSK даёт операторам АЭС уникальные преимущества: повышение производственных показателей энергоблоков на базе апробированных решений, повышение эксплуатационной безопасности — и всё это вместе с повышением устойчивости цепочек поставок топлива благодаря полностью независимым техническим решениям Росатома», — подчеркнул руководитель проекта группы программы ТВС-Квадрат АО «ТВЭЛ» Илья Ушмаров.

На строящемся термоядерном реакторе ИТЭР на юге Франции начались ремонтные работы. На самом первом этапе сборки активной зоны реактора обнаружились дефекты производства компонентов и дефекты сборки — сектора изготовлены с нарушением габаритов, а система охлаждения пошла трещинами. Ремонт на годы отложит запуск реактора, и новой даты получения первой плазмы пока не названо.

Извлечение для ремонта сектора вакуумной камеры реактора. Источник изображения: ИТЭР

Активная зона реактора, по которой будет циркулировать 840 м³ плазмы, изготавливается в виде девяти одинаковых клиновидных секторов, каждый из которых весит 440 т и имеет высоту около 14 м. Каждый из секторов последовательно опускается в шахту реактора, и там происходит их сварка. Сварочные работы проводит робот. Первый сектор опустили в шахту в мае 2022 года. После спуска второго сектора выяснилось, что секции не совпадают по краям и робот не может наложить шов.

Проведение метрологической экспертизы выявило отклонения в размерах на других секторах. Это означало, что края секций необходимо в одних случаях подпиливать, а в других наращивать. С учётом габаритов каждой секции наращивать и спиливать необходимо будет сотни килограммов металла. Часть секций произведено в ЕС, а часть — в Южной Корее. Проблемы выявлены везде.

Проблему усугубляло то, что на каждый сектор в шахте установлены магниты тороидального поля, тепловые экраны и другое «железо», что увеличивает вес каждого модуля, который опускается в шахту, до 1200 т. Перед инженерами проекта стояла задача извлечь всё это из шахты без разборки, и эта процедура не была предусмотрена планом. Соответственно, не было никакой документации и регламента работ. Первый сектор извлекали четыре дня, и эта операция проведена успешно. Теперь его отвезли в сборочный цех для окончательного демонтажа навесных компонентов и ремонта.

Также предстоит ремонт тепловых экранов. Контроль выявил трещины в трубах охлаждения, которые появились вследствие коррозии после проведения сварочных работ (часть которых проводили сварщики без должной квалификации, как выяснилось). Необходимо в общей сложности заменить свыше 20 км труб охлаждения. Эти работы также невозможно было вести в шахте, и ремонтом будут заниматься после демонтажа экранов.

Совет ИТЭР должен был дать оценку происходящему весной этого года, чтобы установить новую дату получения первой плазмы. Очевидно, что ранее установленный срок — 2025 год, который и так неоднократно переносился, уже не подходит. Но совет уклонился от принятия ответственного решения и пообещал установить новую дату запуска реактора весной следующего года.

Реактор проекта ИТЭР не будет производить электрическую энергию. Это лишь доказательство концепции возможности запустить управляемую термоядерную реакцию с получением избытка энергии. Реактор должен в течение не менее 400 секунд вырабатывать 500 МВт энергии при затратах на запуск 50 МВт (в реальности потребуется ещё до 300 МВт на поддержку работы вспомогательных систем). Реактор ИТЭР утыкан датчиками, как ёжик иголками. В этом его основная задача — дать науке полное представление о возможностях практической реализации термоядерной реакции на уровне полномасштабных термоядерных электростанций.

Китайский национальный регулятор в сфере ядерной энергетики дал зелёный свет опытной эксплуатации первой в мире АЭС на ториевом топливе. Успех мероприятия будет означать продвижение Китая в сторону энергетической независимости. По некоторым подсчётам, запасов тория в стране хватит на 20 тыс. лет снабжения Поднебесной электричеством и теплом. Более того, стартовал проект по созданию малого модульного реактора на тории — их будут ставить везде.

Источник изображения: Pixabay

В своё время проект ториевого реактора Шанхайского института прикладной физики Китайской академии наук попал на первые страницы национальных газет. Во время закладки первого камня при строительстве комплекса была приглашена группа даосских монахов для обращения к небесам за благословением проекта. Работы стартовали в 2018 году и были завершены за три года вместо расчётных шести лет. Но затем проект забуксовал. Руководству института понадобились два года на согласование работ с экологами и регулятором, чтобы доказать его безопасность.

Разрешение на опытную эксплуатацию ториевого реактора выдано 7 июня 2023 года. Реактор и 2-МВт электростанция на его основе построены в провинции Ганьсу в городе Вувее (Увэйе) на окраине пустыни Гоби. В этом проявилась главная особенность ториевых реакторов — вода для их охлаждения не нужна. Теплоноситель — расплав солей — одновременно является транспортом для доставки топлива в зону реактора и он же выводит отработанное топливо из активной зоны.

Ториевые реакторы считаются намного безопасней классических атомных. Вода используется только во втором контуре и не контактирует с радиоактивными материалами. Даже в случае аварии ториевый реактор просто остынет без новой порции топлива без взрывов и разброса радиоактивных веществ. Это идеальный вариант для засушливых районов. В институте поделились новостью, что стартовала разработка малых модульных реакторов на ториевом топливе. В случае успеха технология может быть реализована не только на местном рынке, но также среди стран-партнёров Китая.

Этим проектом интересуются специалисты во всём мире. Два года назад после завершения строительства проект был благосклонно встречен в научной среде и удостоился обзора в журнале Nature. В США в 60-е годы прошлого века пытались создать ториевые реакторы, но они так и не вышли из стен лабораторий. Сегодня интерес к жидкосолевым реакторам на ториевом топливе возвращается. Проекты начали рассматривать в Швейцарии и Норвегии.

Источник изображения: Nature

Принцип работы ториевого реактора строится на ядерной реакции изотопа тория-232 в процессе облучения вспомогательным радиоактивным топливом. Изотоп поглощает нейтроны и образует уран-233. Дальше происходит обычная для ядерных реакторов реакция расщепления урана с выделением тепла. Солевой раствор нагревается примерно до 450 °C и постепенно продвигается по тепловому контуру, отдавая тепло воде, которая превращается в пар и вращает турбину. Если испытания окажутся многообещающими, то уже к 2030 году будет построена опытная ториевая АЭС мощностью до 400 МВт.

Главный конструктор реакторных установок атомных станций малой мощности (АСММ) Денис Куликов сообщил, что серийное производство малых АЭС «Шельф-М» мощностью 10 МВт должно начаться с 2032 года. Одна установка «Шельф-М» в течение 60 лет обеспечит подачу электрической мощности 10 МВт и тепловой мощности 35 МВт, и таких модулей может быть несколько, что позволяет гибко масштабировать установки. Тепло и энергия придут во все медвежьи уголки страны.

Вариант устройства реактора «Шельф-М». Источник изображения: Страна Росатом

«В следующем году мы завершаем разработку технического проекта реакторной установки и основного оборудования энергоблока. До 2026 года должны пройти ресурсные испытания основных узлов и элементов конструкции, а к 2027-му планируется начать поставку оборудования на площадку. Работы там должны стартовать заранее, возможно, уже в следующем году», — отметил Куликов, которого процитировали РИА Новости.

Первый атомный энергоблок с реактором «Шельф-М» построят в Якутии в районе золоторудного месторождения Совиное, лицензией на разработку которого владеет Эльконский ГМК — «дочка» горнорудного дивизиона «Росатома». Согласно плану, ввод энергоблока в эксплуатацию запланирован на 2030 год. Эксплуатация блока позволит подготовиться к серийному производству модулей, выпуск которых обещает начаться с 2032 года.

Размеры «Шельф-М» составляют 11 м в длину (диаметр реактора — 8 м). Вес полностью подготовленного модуля вместе с реакторной установкой достигает 370 тонн, что допускает его перевозку с одной площадки на другую, например, на барже. Проект является одним из самых маломощных среди будущих предложений в классе малых российских АЭС. Следующей по мощности ступенькой станет АЭС на реакторе РИТМ-200Н (55 МВт). Установку создадут в якутском поселке Усть-Куйга для Кючусского золоторудного месторождения (2024 — год начало строительства, ввод — до 2030 года). Для совсем скромного потребления будет предложен реактор проекта «Елена АМ» мощностью до 400 кВт. Тем самым Россия будет иметь весь спектр реакторных установок для любых нужд.

На днях французские и европейские СМИ сообщили, что на проекте термоядерного реактора ИТЭР часть сварных работ проводили сварщики с поддельными сертификатами. Выявлено и уволено 13 рабочих, чья квалификация не нашла официального подтверждения. В то же время у руководства ИТЭР к сделанной им работе нет замечаний, хотя в свете вскрывшегося подлога её всё равно придётся инспектировать заново.

Рубашка контура охлаждения рабочей камеры реактора, в трубах которой обнаружены трещины. Источник изображения: ITER

Проблема отсутствия специалистов с необходимой квалификацией — это проблема не только ИТЭР (ITER), но также всех работ, связанных с проведением сложных строительно-монтажных операций во Франции и, возможно, в ЕС. Например, на атомных электростанциях EDF во Франции участились случаи ремонта сварных швов, что говорит о наличии скрытых дефектов в изначально проделанных швах. Квалифицированных специалистов становится меньше и вакансии приходится замещать людьми с сомнительными документами и неподтверждённым опытом работы.

С другой стороны, многие рабочие операции по сборке термоядерного реактора и сопутствующего оборудования проводятся впервые, и сертификация может просто не успевать за этим процессом. Часть ответственных работ, кстати, проводится роботами-сварщиками, например, роботизированная установка сваривает сегменты рабочей камеры реактора, по которой будет циркулировать разогретая до 150 млн °C плазма. В этом есть плюс, но и минус тоже. Выяснилось, что все девять сегментов рабочей камеры выполнены с превышением допустимых пределов и робот не может её сварить.

Наконец, хотя все уличённые в подделке сертификатов сварщики были уволены, а с подрядчиком разорвали контракт, работники могут задним числом подтвердить свою квалификацию. Ранее в Гааге уже был прецедент, когда три сварщика получили сертификаты после того, как были уволены с работы, для которой они формально не были квалифицированны.

Заметим, у проекта ИТЭР есть более серьёзные проблемы, чем сварщики без сертификата. Это несоответствие секторов рабочей камеры требуемым размерам, что придётся устранять спилами в одних местах и наращиванием металла в других, а это сотни килограмм металла, а также выявленные трещины в контуре охлаждения (вот тут сварщики без диплома могли натворить дел), что может потребовать заменить экран и десятки километров труб охлаждения. Всё это на годы отодвинет получение первой плазмы на ИТЭР, которую все ждали в 2025 году.

Добавим, руководство ИТЭР ещё в марте само проинформировало надзорную организацию Nuclear Safety Authority (ASN) Франции о проблеме со сварщиками. ASN посоветовала больше так не делать.

Международная группа учёных сообщила о рекордном достижении для так называемых сферических токамаков (spherical tokamak, ST). На установке ST40 британской компании Tokamak Energy с рабочей камерой размером около 80 см в поперечнике был поставлен рекорд по разогреву ионов в плазме. Достигнута температура в 100 млн °C — это абсолютный максимум для сферических токамаков и критический порог для запуска реакции термоядерного синтеза.

Из истории создания установки ST40. Источник изображения: Tokamak Energy

Кроме сотрудников Tokamak Energy в работе приняли участие исследователи из Принстонской и Ок-Риджской национальных лабораторий в США и Института исследований энергетики и климата из Германии. О результатах расказано в журнале Nuclear Fusion.

Сферические токамаки выгодно отличаются от обычных токамаков-пончиков своей формой, которая делает их более компактными. Плазма в сферических токамаках удерживается ближе к сердцевине рабочей камеры. Это усложняет конфигурацию удерживающих плазму магнитов (электромагнитного поля), но зато снижает габариты термоядерных реакторов. Меньшие размеры положительно сказываются на стоимости установок и скорости их окупаемости.

В прошлом году компания Tokamak Energy сообщала о достижении температуры плазмы 100 млн °C, но без уточнения, какой именно. Дело в том, что при нагреве до таких величин электроны срываются со своих орбит вокруг атомов и плазма представляет собой потоки более горячих электронов (они банально легче и нагреваются до более высоких температур) и ионов, нагретых до меньших температур. Но до целевой температуры нам надо нагреть именно ионы, иначе они не начнут сближаться до начала сильного взаимодействия между ними, и реакции синтеза не произойдёт. В опубликованной работе учёные показали, что они добились этого именно для ионов рабочего вещества.

Визуализация установки ST80-HTS. Источник изображения: Tokamak Energy

На опытной установке поддержка температуры ионов на уровне 100 млн °C или 8,6 килоэлектронвольт (КэВ), если говорить о её энергетическом выражении, продолжалась всего 150 мс. Достигнуто это за счёт множественных оптимизаций в работе установки. Большего возможности сферического токамака ST40 просто не позволяют (что вы хотите от компактной установки?). Для достижения более высоких температур ионов в плазме и более длительного удержания её на максимальных отметках будет построена новая установка — ST80-HTS. Начало строительства ожидается в 2024 году, и это станет новой страницей в истории продвижения к безопасной, чистой и неисчерпаемой энергии.

В Канаде построят первый в мире микромодульный ядерный реактор. Местом строительства был выбран исследовательский центр Canadian Nuclear Laboratories в деревне Чок-Ривер, расположенной в округе Ренфру канадской провинции Онтарио. Установку разработала компания Global First Power.

Источник изображений: CTV News

«Один из таких реакторов сможет обеспечивать электроэнергией 5000 человек в течение 20 лет. При этом объём радиоактивных отходов от такой установки составит всего 1 кубический метр», — прокомментировал исполнительный директор Global First Power Джос Дининг (Jos Diening) в интервью CTV News.

Целью Global First Power является использование компактных реакторов для обеспечения электроэнергией удалённых регионов, не подключённых к общей канадской энергетической системе, что особенно актуально в северной части страны.

«На севере живёт много людей. Это открывает для нас большой потенциал. Мы хотим заменить дизельные генераторы. Одна из наших установок способна произвести объём электроэнергии эквивалентный объёму, полученному при сжигании 200 млн литров дизельного топлива», — добавил Дининг.

Микромодульные реакторы будут состоять из 90 частей, каждая из которых будет иметь размеры грузовика. Эти части (или модули) будут производиться в том числе и в центрах CNL. Затем модули будут транспортировать на нужное место, где из них будет собираться реактор. Процесс чем-то напоминает сборку конструктора Lego. В собранном виде размеры реактора не будут превышать площадь футбольного поля.

Первый из таких реакторов возведут в Чок-Ривер. В качестве демонстрации он будет обеспечивать электроэнергией кампус CNL. Построить реактор планируют к 2027 году.

«Это идеальное место для демонстрации возможности реактора, поскольку это по сути удалённый населённый пункт. Если мы сможем сделать это здесь, то сможем везде», — прокомментировала Эми Готтшлинг (Amy Gottschling), вице-президент по науке, технологиям и коммерции компании Atomic Energy of Canada Ltd., которой принадлежит кампус CNL.

В апреле с опережением графика на полигоне в московском Троицке начата выемка грунта под будущий комплекс для ряда перспективных термоядерных проектов и не только. Завершение строительства ожидается в 2024 году. После этого последует установка оборудования. Изюминкой комплекса станет токамак с реакторными технологиями (ТРТ) который станет мощным источником нейтронов и прототипом масштабной энергетической установки нового поколения.

Источник изображения: ГНЦ РФ ТРИНИТИ

Расчистка территории под комплекс и строительство дорог и другой инфраструктуры стартовали в марте прошлого года. Непосредственно строительные работы и первая выемка грунта начались в апреле этого года. Технический старт строительству дало второе заседание координационного совета участников строительства инфраструктурных объектов, которые возводятся в рамках федерального проекта по термоядерным и плазменным технологиям комплексной программы развития атомной науки, техники и технологий (КП РТТН). Собрание прошло в Троицке в начале прошлого месяца.

Модель прототипа модифицированного токамака с сильным полем (ТРТ). Источник изображения: Наука и инновации

Будущий комплекс будет востребован для испытаний элементов термоядерных реакторов и плазменных ракетных двигателей. Помимо этого он также может быть задействован при производстве ряда изотопов для ядерной медицины, особенно короткоживущих.

К 2030 году в составе комплекса начнёт работать Токамак с реакторными технологиями (ТРТ). Это будет площадка для испытаний перспективных термоядерных технологий, включая выработку трития, проработку бланкетных технологий, методов дополнительного нагрева плазмы, разработку новых диагностик и, в целом, исследование поведения плазмы в близких к зажиганию квазистационарных режимах.

Китайские источники сообщают, что экспериментальный китайский термоядерный реактор Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST, токамак HT-7U), расположенный в городе Хэфэй провинции Аньхой, установил новый мировой рекорд по длительности поддержания высокотемпературной плазмы. В одном цикле реактор работал непрерывно 403 с, побив свой предыдущий рекорд в 101 с.

Experimental Advanced Superconducting Tokamak снаружи. Источник изображения: SCMP

К сожалению, это вся официальная информация, которая есть о данном событии. Источники не раскрывают, в каком режиме работал реактор и до какой температуры была разогрета плазма и, что важно, о какой плазме идёт речь — об электронной или ионной, что тоже принципиально.

Если взять за основу сравнение с предыдущим экспериментом, то речь может идти о разогреве в плазме электронов до температуры 120 млн °C. Для запуска термоядерной реакции синтеза в реакторе необходимо разогреть в плазме не электроны, а ионы — до температуры свыше 100 млн °C, а они тяжелее электронов и на их разогрев требуется едва ли не в два раза больше энергии. Поэтому до появления новой информации будем считать, что EAST установил рекорд по удержанию в течение 403 секунд плазмы с температурой электронов в жгуте на уровне 120 млн °C.

Ранее EAST также смог удивить экспериментом с удержанием разогретой до 70 млн °C электронной плазмы в течение 17 мин и 36 с (1056 с). Также он смог удержать 20 с разогретую до 160 млн °C электронную плазму. Рекорд по разогреву ионной плазмы пока принадлежит Южной Корее (реактору KSTAR), который 30 с удерживал в жгуте плазмы ионы, разогретые до 100 млн °C.

Что важно, хотя китайцы не запустили у себя такой масштабный проект термоядерного реактора, как ИТЭР (хотя они участвуют в нём), у них уже в целом готов проект 2-ГВт термоядерной электростанции CFETR (China Fusion Engineering Test Reactor). Электростанция CFETR должна начать работу в 2035 году или около того, в то время как аналогичный европейский проект DEMO едва-едва приблизится к завершению проектирования. Тем самым Китай собирается первым в мире поставить себе на службу «искусственное солнце», что очень и очень амбициозно.

Учёные из Института физики плазмы им. Макса Планка (IPP) в процессе работы на токамаке ASDEX Upgrade в Гархинге (недалеко от Мюнхена) сделали открытие, которое может привести к созданию как более компактных термоядерных реакторов, так и повысить мощность реакторов без увеличения размеров сосуда для плазмы. В серии экспериментов они показали, что плазменный жгут можно почти вплотную приблизить к стенкам камеры без риска их повреждения.

X-point испускает УФ-свет и видимый синий свет. Красная дуга — край плазменного жгута. Источник изображения: MPI für Plasma Physics

Как известно, плазма внутри рабочей камеры термоядерного реактора типа токамак — вакуумного сосуда в виде пончика — удерживается вдали от стенок сильным магнитным полем. Если плазменный жгут коснётся стенки сосуда, он её легко повредит. В современных проектах реакторов токамаков, как и в случае проекта ИТЭР, жгут плазмы температурой свыше 100 млн °C удерживается сравнительно далеко от стенок. В случае реактора ASDEX Upgrade, например, который некоторым образом служит прообразом ИТЭР, от края плазмы до дивертора всегда было не менее 25 см. Теперь учёные показали, что это расстояние можно уменьшить до менее чем 5 см.

Добавившийся объём в сосуде можно заполнить плазмой и повысить мощность реактора, а можно сделать сосуд меньшего размера и в итоге спроектировать термоядерную электростанцию меньшего размера без потери мощности. Кроме того, конструкция дивертора — который будет служить для съёма полезной мощности и для синтеза в будущем изотопов гелия-4 — станет проще. Сегодня диверторы защищаются вольфрамовыми плитками, и в будущем от этого можно будет уйти.

Суть сделанного открытия в том, что обнаружился эффект повышенного преобразования тепла от границ плазменного жгута в излучение в ультрафиолетовом диапазоне. Если открытие будет подтверждено, появится возможность создавать условия для более точного управления краями плазмы, включая повышенное преобразование тепла в УФ-излучение — это так называемый излучатель точки X (сокращенно XPR), который кроме УФ-излучения испускает также видимый свет в синем спектре.

Эффект возникает, когда в плазму специально добавляют немного примеси (часто это может быть азот). Эффект является управляемым и может стать средством для контроля падающей на дивертор мощности. Диверторы ИТЭР, которые, кстати, изготавливаются в России, смогут выдерживать не более 10 МВт/м². Без магнитного экранирования до стенок дивертора дошло бы до 20 % мощности плазмы или до 200 МВт/м². Управляемая добавка примесей в плазму наряду с магнитной клеткой удерживает стенки дивертора от перегрева и разрушения.

Кассета дивертора и её расположение в реакторе. Источник изображения: ИТЭР

«Излучатель точки X возникает в магнитных клетках особой формы, когда количество добавленного азота превышает определенное значение, — рассказал один из авторов исследования. — Такие примеси дают нам несколько худшие свойства плазмы, но если мы установим излучатель точки X в фиксированное положение, изменяя подачу азота, мы сможем проводить эксперименты на более высокой мощности, не повреждая устройство/дивертор».

Явление было обнаружено около 10 лет назад на реакторе ASDEX Upgrade, но оно всё ещё требует серьёзного научного обоснования и экспериментов, как и привлекает перспективами.

Космическое агентство Великобритании сообщило, что финансово поддержало идею компании Rolls-Royce использовать ядерную энергию для освоения Луны. Ранее Rolls-Royce получила от агентства £249 000 (23,4 млн рублей) на проведение исследований по теме, и представило концептуальный проект космического реактора. Новое финансирование в объёме £2,9 млн (272,4 млн рублей) поможет Rolls-Royce создать демонстратор и убедиться в возможности отправить рабочий реактор на Луну в 2029 году.

Источник изображения: Rolls-Royce

Ядерная энергетика созрела для выхода в космос. Точнее, у космических программ появилась насущная потребность в доступе к постоянным, мощным и надёжным источникам энергии, что сегодня могут обеспечить только ядерные реакторы. Без них невозможны будут постоянные космические базы и длительные по времени полёты с интенсивным маневрированием. Перспективный модульный реактор Rolls-Royce должен будет служить источником энергии как для космических баз, так и кораблей.

Космическое агентство Великобритании оценивает сектор космических услуг в стране на уровне £16 млрд. Логично отдавать предпочтение отечественным разработкам, что помимо сохранения средств и умножения инвестиций будет создавать множество рабочих мест в Великобритании. Наконец, это позволит ей оставаться ведущей силой в передовой мировой науке.

Компания Rolls-Royce будет работать вместе с такими партнерами, как Оксфордский университет, Бангорский университет, Брайтонский университет, Исследовательский центр передового производства (AMRC) Шеффилдского университета и Nuclear AMRC. Финансирование означает, что Rolls-Royce сможет ещё больше укрепить свои знания об этих сложных системах, уделяя особое внимание трём ключевым характеристикам микрореактора: топливу, используемому для выработки тепла, методу передачи тепла и технологии преобразования тепла в электричество.

Полученные знания и проекты, прежде всего, будут востребованы в оборонной сфере, хотя гражданский сектор также получит свою долю технологий. Ядерная энергетика имеет все шансы положительно повлиять на углеродный след промышленности и это будет также важно, как освоение космического пространства.

Важность ядерных проектов для освоения космоса понимают все космические державы. США в лице NASA финансирует разработки ядерных реакторов для космоса, делают это и в России, и в Китае. Но в любом случае этот процесс требует согласованных действий всех стран и определённых международных правил. В МАГАТЭ и ООН это понимают и, вероятно, готовят проекты соответствующих кодексов.

Компания Georgia Power сообщила, что реактор проекта AP1000 компании Westinghouse на площадке АЭС Vogtle в штате Джорджия запустил самоподдерживающуюся реакцию ядерного деления. Это первый построенный за 30 лет в США ядерный реактор и первый по проекту AP1000. Ввод энергоблока в эксплуатацию ожидается к маю или июню этого года после комплексных испытаний реактора и повышения нагрузки до номинального значения 1250 МВт.

Энергоблок Vogtle 4. Источник изображения: Georgia Power

Строительство двух реакторов AP1000 поколения III+ с полностью пассивными системами безопасности и модульной конструкцией началось в 2013 году. Вскоре с реализацией проекта начались трудности, что в итоге заставило компанию Toshiba оформить банкротство дочерней компании Westinghouse и искать деньги, чтобы не обанкротиться самой. Как следствие этого процесса подразделение по производству флеш-памяти Toshiba было продано консорциуму сторонних компаний.

Достройкой реактора Vogtle 3 занялись местные компании Southern Nuclear и Georgia Power, с чем они справились. До этого четыре реактора по проекту AP1000 смогли построить в Китае местные компании. Юридически продажа Westinghouse корпорациям Cameco и Brookfield Renewable Partners должна быть закрыта до конца текущего года. Toshiba купила Westinghouse в 2006 году.

На площадке АЭС Vogtle строится ещё один реактор AP1000 — Vogtle 4. Для Westinghouse и её новых хозяев продолжение работы и запуск второго модуля важны в дальнейшей перспективе. Представители Westinghouse уже заключили предварительную договорённость о строительстве до шести реакторов AP1000 в Польше. Аналогичные договорённости готовятся с властями Болгарии и Украины. Причём для украинских АЭС Westinghouse производит топливные сборки, что откроет перед ней возможность поставлять топливо на существующие атомные электростанции, построенные по советским и российским проектам.

В отличие от Европы США не собираются отказываться от мирного атома и по мере сил восстанавливают пробелы, сделанные предыдущими властями в отношении поддержки атомной индустрии. Достижение реактором Vogtle 3 стадии первой критичности подтверждает, что многое сохранено. И, кстати, если верить слухам, специалисты Westinghouse сейчас помогают французам достроить атомные реакторы во Франции. Местная компания EDF, как выясняется на практике, тоже растеряла компетенции, но это уже другая история.