Предложенное финансирование Стратегии включает какрасходынавыполнениемеждународныхобязательствпосооружению.
ИТЭРиДЕМО (еслибудет принято решение об участии в международной кооперации), так и расходы на национальную программу, включающую строительство первой промышленной станции. Овладение термоядерной энергией — принципиальнаяцельвсехработпоуправляемомутермоядерному синтезу. Ее достижение, как уже отмечалось выше, потребует значительного времени. Поэтому термоядерное сообщество часть своих усилий направляет на разработкуновыхтехнологийиихкоммерциализацию, внося тем самым вклад в решение задач настоящего момента и демонстрируя практически значимые выходы из программыуправляемоготермоядерногосинтеза. Кним относятсяновыематериалы, процессыобработкии модификации поверхности материалов, решение экологических проблем, задач для космического и авиационногонаправленийит.
д.Ноестьслучай, когдаречь может идти о сильном влиянии термоядерных установок непосредственно на энергетику, прежде всего, атомную. Эти вопросы будут рассмотрены в следующем разделе. Управляемый термоядерный синтез и атомная энергетика.
Замещениезначительнойчастиуглеводородной энергетики на атомную активно обсуждается во многих странах. В России поставлена задача довести долю АЭС в производстве электроэнергии до 25% к 2030 г. В Китаенамеченопостроить100блоковсмощностьюпорядка 1 ГВт. Другие страны также заявляют амбициозные планы. Помимо обострения проблем нераспространения атомного оружия и обращения с долгоживущими отходами АЭС возникает проблема обеспечения топливом тепловых реакторов, на которых основана атомная энергетика настоящего времени. По оценкам, урана-235, используемого в качестве топлива, хватит на несколько десятков лет. Очевидно, чтобезвнедренияновыхтехнологий использования урана-238 или тория атомная энергетика не решитпроблемыудовлетворенияэнергетическихпотребностейчеловечества. Кардинальнымвыходомиз ситуациис дефицитом топлива АЭС является развитие бридеровреакторов на быстрых нейтронах, вырабатывающихэнергиюивоспроизводящихтопливоиз урана-238,запасыкоторогообеспечатпотребностина несколькотысячлет. Однако, несмотрянато, чтов России более 29 лет эксплуатируется реактор БН-600 с натриевым теплоносителем, потребуется еще несколько десятилетий для промышленного освоения бридеров. В этихусловияхпредставляетсяактуальнымвернутьсяк анализувозможностейиспользованиятермоядерных реакторов для наработки топлива. Идеи создания реактора, вкоторомтермоядерныенейтроны, попадаяв бланкет, содержащийуран-238илиторий, нарабатываютплутонийилиуран-233(длятория).
обсуждались давно[6]. Длянекоторыхконструкцийбланкетамаксимальныйвыходплутониясоставит1 кг/МВт (т/я)год или2 кг/МВт (т/я)годвториевомбланкете.Выделяющаяся в бланкете тепловая энергия будет превосходить энергиюсинтеза. Такимобразом, длягибриднойэлектростанции требуется термоядерный реактор с коэффициентом усиления порядка 1. Напомним, что режим с Q, близким к 1, был уже продемонстрирован на трех тока-маках, правда, в коротком 1−10 с импульсе. Получаемое в бланкете гибридного реактора топливо будетвыделятьсяииспользоватьсядля.
АЭСнатепловых нейтронах. В работе[7]показано, что гибридный реактор способен обеспечить топливом 3−5 реакторов на тепловых нейтронах той же мощности. Вышеотмечалось, чтопроектыгибридныхреакторовнеразвивалисьс1980;хгодовиз-затребований создания безопасной и «чистой» энергетики. Их варианты анализировались только в связи с проектами пережигания долгоживущих минорных актинидов, выделяемых изотработавшегоядерноготопливасуществующих АЭС. Созданиетермоядерногореактора-транс-мутаторатакжеявляетсяактуальнойзадачейвсвете прогрессирующегонакопленияотходов.
АЭС.Однако она может решаться и другими способами, в частности, продолжением хранения отходов без их переработки до накоплениячрезмернобольшихобъемов. Обеспечение жерастущейэнергетики.
АЭСтопливомимеетбезусловныйприоритет.Ввыборепутейвовлеченияурана-238 в топливный цикл критическим является коэффициентнаработки. Спецификойтермоядерныхгибридных реакторов по сравнению с бридерами является большая начальнаяэнергиянейтрона. Поэтомускоростьнаработки топлива, отнесенная к единице мощности реактора в 6−10 раз больше, чем для бридеров. Задачаускоренногоразвитияатомнойэнергетики ведеткпересмотрупозициивотношенииостановки работпогибридным реакторам. Прогресс в исследованияхиразработкапроекта.
ИТЭРпозволяютужевнастоящее время приступить к проектированию гибридногореактора-термоядерногоисточниканейтронов (ТИН). Низкие требования на мощность реакции синтеза в ТИН по сравнению с ТЭС резко упрощают условия работы токамака. Потоки на первую стенку и в дивертор существеннопадают, меньшеопасенийвызываетпока нерешеннаяпроблемакинетическихнеустойчивостей плазмы из-за большой плотности ядер гелия, снижаются требованиянамощностьдополнительногонагреваи генерациитока, становитсяболеепонятнойситуацияс первой стенкой. Все эти обстоятельства позволяют приступить в настоящее время к эскизному, а затем и техническому проектированию ТИН уже на основе существующихзнаний. Быстроезавершениепроектныхработ плазменнойчастипроектавозможноврезультатеиспользования громадного опыта, накопленного в проекте ИТЭР. Поэтому, еслибудетпризнано, что.
ТИНможет сыграть важную роль в развитии атомной энергетики на новомэтапеееразвития, топриобъединенииусилий атомно-энергетическогоитермоядерногосообществ опытнаяустановкабудетсозданавкороткиесроки, опытно-промышленныйреакторснаработкойпорядка тонны и более топлива в год — уже к 2030 г.
Заключение
.
Исследования по управляемому термоядерному синтезувступиливзаключительнуюфазу, когдадолжен быть дан ответ на вопрос о возможности практического использованиясинтезавэнергетике. Хотявышеотмечалисьбольшиефизические, материаловедческиеи технологическиепроблемытермоядерногосинтеза, сегоднясуществуетпониманиепутейихрешения. Сложностьтехнологийтермоядернойэнергетики, конечно, препятствуетееосвоению, ноконкурентоспособностьэкономики.
ТЭС, еепреимуществавэкологическойбезопасностистимулируютихпреодоление. С другойстороны, решение задач термоядерного синтеза ужепривелоинесомненноприведетвдальнейшемк появлению многих новых технологий в разных областях промышленности, наукиимедицины. Можносказать, что опосредованно затраты на термоядерный синтез уже многократно окупились. В тяжелые 1990;е годы российскиепредприятия, выполнявшиеработыпопроектированию и моделированию систем ИТЭР, получили зарубежные заказы на общую сумму, превышающую финансированиеэтихработ.
Минатомом.Участиевпроекте позволилосохранитьиразвитьрядвысокоинтеллектуальныхивысокотехнологичныхпредприятий. Будущее страны лежит в области инновационного развития, а не впоставкеэнергоресурсовнамировойрынок. Работы надтермоядернойэнергетикойоднаизкомпонентинновационного развития. Успехтермоядернойэнергетикибудетозначатьосвобождениеотресурснойтопливнойзависимостии переходкпринципиальнодругомутопливномуциклу. Основойдляееовладениябудетинтеллектуальный ресурс, способностьгосударствавладетьиразвивать высокотехнологичныеобластипромышленности, выступать с ними на мировом рынке. Несомненно, чтоуспехтермоядернойэнергетики, основанныйнатокамаке-реакторе, откроет, какив атомнойэнергетике, путькразвитиюидругихтипов термоядерныхреакторов, вчастности, основанныхна инерционном удержании. И, наконец, провозглашенныепланыускоренного развития атомной энергетики стимулируют к возобновлениюанализаперспективностигибридныхреакторов деления-синтеза на новом уровне знаний, накопленных как в термоядерных исследованиях, так и атомной энергетике. Если анализ докажет перспективность и необходимостьсозданиятермоядерныхнейтронныхисточниковдлянаработкитопливаитрансмутации, будетоткрыт кратчайший путь к практическому использованию термоядерной энергетики.
Список литературы
1.Энергетика сегодня и завтра / Под ред.
А. Ф. Дьякова.
М.: Энергоатомиздат, 1990. 344с. 2. Беловодский Л. В., Петрин С. В., Петрина Л. С. Критерии безопасности для термоядерных энергетических установок. Международныйнаучныйжурнал"Альтернативная энергетика и экология", № 10, 2010 г.
3. УДК 621.
039- Рос. хим. ж. (Ж. Рос. хим. об-ва им.
Д.И. Менделеева).Термоядерная энергетика — крупнейший международный инновационный проект В. П. Смирнов 2008, т. LII, №.
6 c. 79−944. Митришкин Ю. В., Докука В. Н., Хайрутдинов Р. Р., Кадурин А. В., Сушин И. С., Коростелев А. Я. Методология проектирования системы магнитного управления плазмой в термоядерном токамаке-реакторе // Идентификация систем и задачи управления (SICPRO'08). — 2008. — С. 1752—1795.
5. Семенов И. Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание? Материалы лекции, прочитанной 27 ноября 2008 года в ФИАНе.
6. Велихов Е. П. и др. Атом. энергия, 1978, т. 45, вып.
1.7. Горностаев Б. Д., Гурьев В. В. и др. Тр. 2 советско-американского семинара, 14 марта — 14 апреля, 1977, М. Атомиздат, 1978.
