Что такое «токамак»? Термоядерный реактор откроет человечеству новую эру. Технократическое движение Установка токамак

устройство для осуществления реакции термоядерного синтеза в горячей плазме в квазистационарном режиме, причем плазма создается в тороидальной камере и ее стабилизирует магнитное поле. Предназначение установки преобразование внутриядерной энергии в тепловую и далее в электрическую. Само cлово «токамак» является аббревиатурой от названия «тороидальная камера магнитная», однако создатели установки заменили в конце «г» на «к», чтобы не вызывать ассоциаций с чем-то магическим.

Атомную энергию (и в реакторе, и в бомбе) человек получает, разделяя ядра тяжелых элементов на более легкие. Энергия, приходящаяся на нуклон, максимальна для железа (так называемый «железный максимум»), а т.к. максимум посредине, то энергия будет выделяться не только при распаде тяжелых, но и при соединении легких элементов. Этот процесс называется термоядерным синтезом, он происходит в водородной бомбе и термоядерном реакторе. Термоядерных реакций, реакций синтеза, известно много. Источником энергии могут быть те, для которых есть недорогое топливо, причем возможны два принципиально разных пути запуска реакции синтеза.

Первый путь «взрывной»: часть энергии тратится на то, чтобы привести в необходимое исходное состояние очень небольшое количество вещества, происходит реакция синтеза, выделившаяся энергия преобразуется в удобную форму. Собственно, это водородная бомба, только весом в миллиграмм. В качестве источника исходной энергии использовать атомную бомбу нельзя она не бывает «маленькой». Поэтому предполагалось, что миллиметровая таблетка из дейтерий-тритиевого льда (или стеклянная сфера со сжатой смесью дейтерия и трития) будет облучаться со всех сторон лазерными импульсами. Плотность энергии на поверхности должна быть при этом такой, чтобы превратившийся в плазму верхний слой таблетки оказался нагрет до температуры, при которой давление на внутренние слои и сам нагрев внутренних слоев таблетки станут достаточными для реакции синтеза. При этом импульс должен быть настолько коротким, чтобы вещество, превратившееся за наносекунду в плазму с температурой в десять миллионов градусов, не успевало разлететься, а давило на внутреннюю часть таблетки. Эта внутренняя часть сжимается до плотности, в сто раз большей, чем плотность твердых тел, и нагревается до ста миллионов градусов.

Второй путь. Исходные вещества можно нагреть относительно медленно они превратятся в плазму, а потом в нее можно любым способом вводить энергию, вплоть до достижения условий начала реакции. Для протекания термоядерной реакции в смеси дейтерия с тритием и получения положительного выхода энергии (когда энергия, выделившаяся в результате термоядерной реакции окажется больше энергии, затраченной на осуществление этой реакции), нужно создать плазму с плотностью хотя бы 10 14 частиц/см 3 (10 5 атм.), и нагреть ее примерно до 10 9 градусов, при этом плазма становится полностью ионизованной.

Такой нагрев необходим, чтобы ядра могли сблизиться, несмотря на кулоновское отталкивание. Можно показать, что для получения энергии нужно поддерживать это состояние не менее секунды (так называемый «критерий Лоусона»). Более точная формулировка критерия Лоусона произведение концентрации и времени поддержания этого состояния должно быть порядка 10 15 сЧ см 3 . Главная проблема устойчивость плазмы: за секунду она много раз успеет расшириться, коснуться стенок камеры и охладиться.

В 2006 международное сообщество приступает к строительству демонстрационного реактора. Этот реактор не будет настоящим источником энергии, но он спроектирован так, что после него если все нормально заработает можно будет приступить к строительству «энергетических», т.е. предназначенных для включения в энергосеть, термоядерных реакторов. Самые крупные физические проекты (ускорители, радиотелескопы, космические станции) становятся настолько дорогими, что рассмотрение двух вариантов оказывается не по карману даже объединившему свои усилия человечеству, поэтому приходится делать выбор.

Начало работ над управляемым термоядерным синтезом следует отнести к 1950, когда И.Е.Тамм и А.Д.Сахаров пришли к выводу, что реализовать УТС (управляемый термоядерный синтез) можно с помощью магнитного удержания горячей плазмы. На начальном этапе работы у нас в стране велись в Курчатовском институте под руководством Л.А.Арцимовича. Основные проблемы можно разделить на две группы проблемы неустойчивости плазмы и технологические (чистый вакуум, стойкость к облучению и т.п.) Первые токамаки были созданы в 19541960, сейчас в мире построено более 100 токамаков. В 1960-х было показано, что только с помощью нагрева за счет пропускания тока («омического нагрева») нельзя довести плазму до термоядерных температур. Наиболее естественным путем повышения энергосодержания плазмы казался метод внешней инжекции быстрых нейтральных частиц (атомов), но только в 1970-х был достигнут необходимый технический уровень и поставлены реальные эксперименты с применением инжекторов. Сейчас наиболее перспективными считаются нагрев нейтральных частиц инжекцией и электромагнитным излучением СВЧ-диапазона. В 1988 в Курчатовском институте построен токамак предреакторного поколения Т-15 со сверхпроводящими обмотками. С 1956, когда во время визита Н.С.Хрущева в Великобританию И.В.Курчатов сообщил о проведении этих работ в СССР. работы в этой области ведутся совместно несколькими странами. В 1988 СССР, США, Европейский Союз и Япония начали проектирование первого экспериментального реактора-токамака (установка будет строиться во Франции).

Размеры спроектированного реактора 30 метров в диаметре при 30-метровой высоте. Ожидаемый срок сооружения этой установки восемь лет, а срок эксплуатации 25 лет. Объем плазмы в установке порядка 850 кубических метров. Ток в плазме 15 мегаампер. Термоядерная мощность установки 500 Мегаватт поддерживается в течение 400 секунд. В дальнейшем это время предполагается довести до 3000 секунд, что даст возможность проводить на реакторе ИТЭР первые реальные исследования физики термоядерного синтеза («термоядерного горения») в плазме.

Лукьянов С.Ю. Горячая плазма и управляемый ядерный синтез . М., Наука, 1975
Арцимович Л. А., Сагдеев Р.З. Физика плазмы для физиков . М., Атомиздат, 1979
Хеглер М., Кристиансен М. Введение в управляемый термоядерный синтез . М., Мир, 1980
Киллин Дж. Управляемый термоядерный синтез . М., Мир, 1980
Бойко В.И. Управляемый термоядерный синтез и проблемы инерциального термоядерного синтеза . Соросовский образовательный журнал. 1999, № 6

TOKAMAK (сокр. от "тороидальная камера с магн. катушками")- устройство для удержания высокотемпературной с помощью сильного магн. поля. Идея T. была высказана в 1950 академиками И. E. Таммом и А. Д. Сахаровым; первые эксперим. исследования этих систем начались в 1956.

Принцип устройства ясен из рис. 1. Плазма создаётся в тороидальной вакуумной камере, к-рая служит как бы единственным замкнутым витком вторичной обмотки трансформатора. При пропускании нарастающего во времени тока в первичной обмотке трансформатора 1 внутри вакуумной камеры 5 создаётся вихревое продольное элек-трич. поле. При не очень большой начальной газа (обычно используется водород или его изотопы) происходит его электрич. пробой и вакуумная камера заполняется плазмой с последующим нарастанием большого продольного тока I p . В совр. крупных T. ток в плазме составляет неск. миллионов ампер. Этот ток создаёт собственное полоидальное (в плоскости поперечного сечения плазмы) магн. поле В q . Кроме того, для стабилизации плазмы используется сильное продольное магн. поле В f , создаваемое с помощью спец. обмоток тороидального магн. поля. Именно комбинацией тороидального и полоидального магн. полей обеспечивается устойчивое удержание высокотемпературной плазмы (см. Тороидальные системы ),необходимое для осуществления управляемого термоядерного синтеза .

Рис. 1. Схема токамака: 1 - первичная обмотка транс форматора; 2 -катушки тороидального магнитного поля; 3 - лайнер, тонкостенная внутренняя камера для вырав нивания тороидального электрического поля; 4 - катуш ки полоидального магнитного поля; 5 - вакуумная каме ра; б -железный сердечник (магнитопровод) .

Операционные пределы . Магн. поле T. достаточно хорошо удерживает высокотемпературную плазму, но только в определённых пределах изменения её параметров. Первые 2 ограничения относятся к току плазмы I p и её ср. плотности п , выраженной в единицах числа частиц (электронов или ионов) в 1 м 3 . Оказывается, что при заданной величине тороидального магн. поля ток плазмы не может превышать нек-рого предельного значения, иначе плазменный шнур начинает извиваться по винтовой линии и в конце концов разрушается: развивается т. н. неустойчивость срыва тока. Для характеристики предельного тока используется коэф. запаса q по винтовой неустойчивости, определяемый соотношением q = 5B j a 2 /RI p . Здесь а - малый, R - большой радиус плазменного шнура, B j - тороидальное магн. поле, I p - ток в плазме (размеры измеряются в метрах, магн. поле - в теслах, ток - в MA). Необходимым условием устойчивости плазменного шнура является неравенство q >], к-рое наз. к р и т е р и е м К р у-с к а л а - Ш а ф р а н о в а. Эксперименты показывают, что надёжно устойчивый режим удержания достигается лишь при значениях .

Для плотности имеются 2 предела - нижний и верхний. Ниж. предел по плотности связан с образованием т. н. ускоренных, или убегающих электронов . При малой плотности частота столкновений электронов с ионами становится недостаточной для предотвращения их перехода в режим непрерывного ускорения в продольном электрич. поле. Ускоренные до высоких энергий электроны могут представлять опасность для элементов вакуумной камеры, поэтому плотность плазмы выбирается настолько большой, чтобы ускоренных электронов не было. С др. стороны, при достаточно высокой плотности режим удержания плазмы вновь становится неустойчивым из-за радиационных и атомарных процессов на границе плазмы, к-рые приводят к сужению токового канала и развитию винтовой неустойчивости плазмы. Верх. предел по плотности характеризуется безразмерными параметрами My-раками M=nR/B j и Хьюгелла H=nqR/B j (здесь ср. по сечению плотность электронов n измеряется в единицах 10 20 частиц/м 3). Для устойчивого удержания плазмы необходимо, чтобы числа M и H не превышали нек-рых критич. значений.

При нагреве плазмы и повышении её давления появляется ещё один предел, характеризующий максимальное устойчивое значение давления плазмы, p = n(T e +T i) , где Т е, T i -электронная и ионная темп-ры. Этот предел накладывается на величину b, равную отношению ср. давления плазмы к давлению магн. поля; упрощённое выражение для предельного значения b даётся соотношением Тройона b c =gI p /aB j , где g -числовой множитель, равный примерно 3 . 10 -2 .

Термоизоляция . Возможность нагрева плазмы до очень высоких темп-р связана с тем, что в сильном магн. поле траектории заряж. частиц выглядят как спирали, навитые на линии магн. поля. Благодаря этому электроны и ионы длительное время удерживаются внутри плазмы. И только за счёт столкновений и небольших флуктуации электрич. и магн. полей энергия этих частиц может переноситься к стенкам в виде теплового потока. Эти же механизмы определяют величину диффузионных потоков. Эффективность магн. термоизоляции плазмы характеризуется энер-гетич. временем жизни т E = W/P , где W -полное энергосодержание плазмы, a P -мощность нагрева плазмы, необходимая для поддержания её в стационарном состоянии. Величину t E можно рассматривать также как характерное время остывания плазмы, если мощность нагрева внезапно отключается. В спокойной плазме потоки частиц и тепла к стенкам камеры создаются за счёт парных столкновений электронов и ионов. Эти потоки вычисляются теоретически с учётом реальных траекторий заряж. частиц в магн. поле T. Соответствующая теория диффузионных процессов наз. неоклассической (см. Переноса процессы ).В реальной плазме T. всегда присутствуют небольшие флуктуации полей и потоков частиц, поэтому реальные уровни потоков тепла и частиц обычно значительно превышают предсказания неоклассич. теории.

Эксперименты, проведённые на многих T. разл. формы и размеров, позволили суммировать результаты исследований механизмов переноса в виде соответствующих эм-пирич. зависимостей. В частности, были найдены зависимости энергетич. времени жизни т E от осн. параметров плазмы для разл. мод удержания. Эти зависимости наз. с к е й л и н г а м и; они успешно используются для предсказания параметров плазмы во вновь вводимых в строй установках.

Самоорганизация плазмы . В плазме T. постоянно имеются слабонелинейные , к-рые влияют на профили распределения темп-ры, плотности частиц и плотности тока по радиусу, как бы управляют ими. В частности, в центр. области плазменного шнура очень часто присутствуют т. н. пилообразные колебания, отражающие периодически повторяющийся процесс постепенного обострения и затем резкого уплощения профиля темп-ры. Пилообразные колебания предотвращают контракцию тока к магн. оси тора (см. Контракция газового разряда) . Кроме того, в T. время от времени возбуждаются винтовые моды (т. н. т и р и н г-м о д ы), к-рые вне шнура наблюдаются в виде низкочастотных магн. колебаний. Тиринг-моды способствуют установлению более устойчивого распределения плотности тока по радиусу. При недостаточно осторожном обращении с плазмой тиринг-моды могут нарасти настолько, что вызываемые ими возмущения магн. поля разрушают магн. поверхности во всём объёме плазменного шнура, магн. конфигурация разрушается, энергия плазмы выбрасывается к стенкам и ток в плазме прекращается из-за её сильного охлаждения (см. Тиринг-неустойчивости ).

Кроме этих объёмных колебаний существуют моды колебаний, локализованные на границе плазменного шнура. Эти моды очень чувствительны к состоянию плазмы на самой периферии, их поведение усложнено атомарными процессами. Внеш. и внутр. моды колебаний могут сильно влиять на процессы переноса тепла и частиц, они приводят к возможности перехода плазмы из одного режима магн. термоизоляции в другой и обратно. Если в плазме T. распределение частиц по скоростям сильно отличается от , то возникает возможность для развития кинетич. неустойчивостей. Напр., при рождении большого кол-ва убегающих электронов развивается т. н. веерная неустойчивость, приводящая к трансформации продольной энергии электронов в поперечную. Кинетич. неустойчивости развиваются также при наличии ионов с высокой энергией, возникающих при дополнит. нагреве плазмы.

Нагрев плазмы . Плазма любого T. автоматически подогревается за счёт джоулева тепла от протекающего по ней тока. Джоулева энерговыделения достаточно для получения темп-ры в неск. млн. градусов. Для целей управляемого термоядерного синтеза нужны темп-ры >10 8 К, поэтому все крупные T. дополняются мощными системами нагрева плазмы . Для этого используются либо эл--магн. волны разл. диапазонов, либо прямая быстрых частиц в плазму. Для высокочастотного нагрева плазмы удобно использовать резонансы, к-рые отвечают внутр. колебат. процессам в плазме. Напр., нагрев ионной компоненты удобно осуществлять в диапазоне гармоник циклотронных частот либо осн. ионов плазмы, либо специально подобранных ионов-присадок. Нагрев электронов осуществляется при электронно-циклотронном резонансе.

При нагреве ионов с помощью быстрых частиц обычно используются мощные пучки нейтральных атомов. Такие пучки не взаимодействуют с магн. полем и проникают глубоко внутрь плазмы, там они ионизуются и захватываются магн. полем T.

С помощью дополнит, методов нагрева темп-ру плазмы T. удаётся поднять >3·10 8 К, что вполне достаточно для протекания мощной термоядерной реакции. В будущих разрабатываемых T.-реакторах нагрев плазмы будет осуществляться высокоэнергетичными альфа-частицами, возникающими при реакции слияния ядер дейтерия и трития.

Стационарный токамак . Обычно ток в плазме протекает только при наличии вихревого электрич. поля, создаваемого за счёт увеличения магн. потока в индукторе. Индукционный механизм поддержания тока ограничен во времени, так что соответствующий режим удержания плазмы является импульсным. Однако импульсный режим не является единственно возможным, нагрев плазмы может использоваться и для поддержания тока, если наряду с энергией в плазму передаётся и импульс, разный для разных компонент плазмы. Неиндукционное поддержание тока облегчается за счёт генерации тока самой плазмой при её диффузионном расширении к стенкам (бутстрэп-эффект). Бутстрэп-эффект был предсказан неоклассич. теорией и подтверждён затем экспериментально. Эксперименты показывают, что плазма T. может удерживаться стационарно, и гл. усилия по практич. освоению стационарного режима направлены на повышение эффективности поддержания тока.

Дивертор, управление примесями . Для целей управляемого термоядерного синтеза требуется очень чистая плазма на основе изотопов водорода. Чтобы ограничить примесь др. ионов в плазме, в ранних T. плазма ограничивалась т. н. л и м и т е р о м (рис. 2, а) , т. е. диафрагмой, не допускающей соприкосновения плазмы с большой поверхностью камеры. В совр. T. используется гораздо более сложная диверторная конфигурация (рис. 2, б) , создаваемая катушками полоидального магн. поля. Эти катушки необходимы даже для плазмы круглого сечения: с их помощью создаётся вертикальная компонента магн. поля, к-рая при взаимодействии с осн. током плазмы не позволяет плазменному витку выброситься на стенку по направлению большого радиуса. В диверторной конфигурации витки полоидального магн. поля расположены так, чтобы сечение плазмы было вытянуто в вертикальном направлении. При этом замкнутые магн. поверхности сохраняются только внутри , снаружи её силовые линии уходят внутрь диверторных камер, где происходит нейтрализация потоков плазмы, вытекающих из осн. объёма. В диверторных камерах удаётся смягчить нагрузку от плазмы на диверторные пластины за счёт дополнит. охлаждения плазмы при атомарных взаимодействиях.

Рис. 2. Поперечный разрез плазмы круглого сечения (а )и вертикально вытянутого с образованием диверторной конфигурации (6): 1-плазма; 2- лимитер; 3 - стенка камеры; 4 - сепаратриса; 5 -диверторная камера; 6 - ди-верторные пластины .

Токамак-реактор . Гл. целью исследований на установках T. является освоение концепции магн. удержания плазмы для созданий термоядерного реактора . На T. удаётся создать устойчивую высокотемпературную плазму с темп-рой и плотностью, достаточными для термоядерного реактора; установлены закономерности для термоизоляции плазмы; осваиваются методы поддержания тока и управления уровнем примесей. Работы на T. переходят из фазы чисто физ. исследований в фазу создания эксперим. .

Лит.: Арцимович Л. А., Управляемые , 2 изд., M., 1963; Лукьянов С. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, M., 1975; Kadomtsev B. В., Tokamak plasma a complex physical system, L., 1992. Б. Б. Кадомцев .

Токама́к (тороидальная камера с магнитными катушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые способны выдержать её температуру лишь до определенного предела, а специально создаваемым магнитным полем. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания полоидального поля, необходимого для сжатия, разогрева, и удержания равновесия плазмы. Этим он, в частности, отличается от стелларатора, являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью магнитных катушек. Но так как нить плазмы являет собой пример нестабильного равновесия, проект токамак пока не реализован и находится на стадии крайне дорогостоящих экспериментов по усложнению установки.

Еще следует заметить, что в отличие от реакторов делящегося типа (каждый из которых изначально проектировался и разрабатывался отдельно в своих странах), токамак на данный момент совместно разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER.

Магнитное поле токамака и поток.

История

Почтовая марка СССР, 1987 год.

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем.

Термин «токамак» был придуман позже Игорем Николаевичем Головиным, учеником академика Курчатова. Первоначально он звучал как «токамаг» - сокращение от слов «тороидальная камера магнитная», но Н. А. Явлинский, автор первой тороидальной системы, предложил заменить «-маг» на «-мак» для благозвучия. Позже это название было заимствовано многими языками.

Первый токамак был построен в 1955 году, и долгое время токамаки существовали только в СССР. Лишь после 1968 года, когда на токамаке T-3, построенном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Л. А. Арцимовича, была достигнута температура плазмы 10 млн градусов, и английские ученые со своей аппаратурой подтвердили этот факт, в который поначалу отказывались верить, в мире начался настоящий бум токамаков. Начиная с 1973 программу исследований физики плазмы на токамаках возглавил Кадомцев Борис Борисович.

В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Устройство

Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру, на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля. Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития. Затем с помощью индуктора в камере создают вихревое электрическое поле. Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора, в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы.

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев);

создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке ограничено. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение.

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля. Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счет протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов, либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

Т-3 - первый функциональный аппарат.

Т-4 - увеличенный вариант Т-3

Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.

Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - в 200 раз.

Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле индукцией 3,6 Тл.

Китай

EAST - расположен в городе Хэфэй, провинция Аньхой. На токамаке превышен критерий Лоусона по уровню зажигания, коэффициент выхода энергии - 1,25

7 миллиардов тенге из бюджета страны, вложенных в строительство, и 6 лет вынужденного простоя в поисках источников финансирования. Проект казахстанского материаловедческого токамака был на грани закрытия. Однако ситуация радикально изменилась благодаря новым направлениям международного сотрудничества. Журналист Григорий Беденко побывал в Курчатове и специально для Infromburo.kz подготовил репортаж о перспективах исследований в области управляемого термоядерного синтеза.

Немного истории

В середине XX века самые развитые страны мира очень быстро овладели атомной энергией и научились использовать её как в военных оружейных программах, так и для получения больших объёмов тепловой и электрической энергии в мирных целях. Однако процесс управляемого распада атомного ядра оказался крайне небезопасным для окружающей среды. Аварии на атомных станциях и колоссальная проблема с утилизацией высокоактивных отходов лишили этот вид энергетики перспектив. Тогда же, в середине века, учёные выдвинули гипотезу о том, что альтернативой может стать управляемый термоядерный синтез. Специалисты предлагали повторить в земных условиях процессы, происходящие в недрах звёзд, и научиться не только их контролировать, но и получать энергию в необходимых для существования цивилизации количествах. Как известно, в основе термоядерного синтеза лежит принцип слияния лёгких ядер водорода в более тяжёлые с образованием гелия. При этом выделяется значительно больше энергии, чем при обратном процессе, когда ядра тяжёлых элементов делятся на более лёгкие с огромным энерговыделением и образованием изотопов различных элементов таблицы Менделеева. Вредных воздействий и опасных отходов производства в термоядерных реакторах нет.

Схема международного экспериментального термоядерного реактора ITER

Любопытно, что сам процесс термоядерного синтеза был достаточно легко воссоздан для оружейных программ, однако разработка мирных энергетических проектов оказалась практически нерешаемой задачей. Главное для водородной бомбы - это, собственно, запустить процесс синтеза, который происходит за наносекунды. Но для энергетического термоядерного реактора необходимы особые условия. Чтобы получить энергию, необходимо за определённый промежуток времени удержать в контролируемом состоянии высокотемпературную плазму - она разогрета от 10 до до 30 миллионов градусов Цельсия. При удержании такой плазмы создаются физические условия для слияния лёгких ядер дейтерия и трития в тяжёлые. Причём энергии должно выделиться больше, чем затраченной на разогрев и удержание плазмы. Считается, что однократный импульс с протеканием управляемого термоядерного синтеза с положительным коэффициентом энерговыделения должен продолжаться не менее 500 секунд. Но за такое время и при таких температурах ни один конструкционный материал перспективного реактора не выдержит. Он просто испарится. И вот над проблемой материаловедения ученые всего мира почти безрезультатно бьются уже более полувека.

Плазма, полученная на казахстанском материаловедческом токамаке / Материалы предоставлены Институтом атомной энергии НЯЦ РК

Материалы предоставлены Институтом атомной энергии НЯЦ РК

Это сильно замедленное видео показывает образование плазмы в казахстанском токамаке (материалы предоставлены Институтом атомной энергии НЯЦ РК)

Образование плазмы в КТМ

Что такое токамак и стелларатор?

Аббревиатура русская, как как первая установка была разработана в Советском Союзе. Токамак - это тороидальная камера с магнитными катушками. Тор представляет собой трёхмерную геометрическую фигуру (по форме напоминающую бублик, если простыми словами), а тороид - тонкий провод, намотанный на каркас в форме тора. Таким образом, высокотемпературная плазма в установке образуется и удерживается в форме тора. При этом главный принцип токамака сводится к тому, что плазма не взаимодействует со стенками камеры, а как бы висит в пространстве, удерживаемая сверхмощным магнитным полем. Схему термоизоляции плазмы и метод использования подобных установок в промышленных целях впервые предложил советский физик Олег Александрович Лаврентьев. Первый токамак был построен в 1954 году и долгое время существовал только в СССР. До настоящего времени в мире было построено где-то около двух сотен подобных устройств. Сейчас действующие тороидальные камеры для исследования управляемого термоядерного синтеза есть в России, США, Японии, Китае и в Евросоюзе. Самым крупным международным проектом в этой сфере является ITER (об этом чуть позже). Инициатором строительства материаловедческого токамака в Казахстане был руководитель российского Курчатовского института академик Евгений Павлович Велихов. С 1975 года он возглавлял советскую программу управляемых термоядерных реакторов. Идея построить установку на бывшем Семипалатинском ядерном полигоне появилась в 1998 году, когда Велихов встретился с президентом РК Нурсултаном Назарбаевым.

Схема удержания плазмы в стеллараторе / Материалы предоставлены Институтом атомной энергии НЯЦ РК

Стелларатор представляет собой альтернативный токамаку тип реактора для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Изобретён американским астрофизиком Лайманом Спитцером в 1950 году. Название происходит от латинского слова stella (звезда), что указывает на аналогичность процессов внутри звёзд и в рукотворной установке. Главное отличие состоит в том, что магнитное поле для изоляции плазмы от внутренних стенок камеры полностью создаётся внешними катушками, что позволяет использовать его в непрерывном режиме. Плазма в стеллараторе образуется в форме “мятого бублика” и как бы закручивается. На сегодняшний день исследовательские стеллараторы есть в России, на Украине, в Германии и в Японии. Причём в Германии недавно запущен крупнейший в мире стелларатор Wendelstein 7-X (W7-X).

Казахстанский токамак материаловедческий / Григорий Беденко

Это всё исследовательские установки, - рассказывает руководитель научной группы проекта КТM Стелларатор отличается конфигурацией магнитного поля. В токамаке для удержания плазмы применяется так называемая тороидальная обмотка и полоидальная внешняя обмотка. А в стеллараторе наоборот - там накрученная по спирали обмотка, которая выполняет функции и тороидальной, и полоидальной. Токамак изначально является импульсной установкой, а стелларатор - более стационарная установка, то есть преимущество закрученной обмотки позволяет неограниченно долго удерживать плазму. Стеллараторы разрабатывались в одно время с токамаками, и в свое время токамаки вырвались вперёд по параметрам плазмы. Во всем мире началось “шествие” токамаков. Но тем не менее стеллараторы развиваются. Они есть в Японии, в Германии недавно построили - был введён в эксплуатацию Wendelstein 7-X (W7-X). В США есть стелларатор. Кроме того, есть огромное количество всевозможных исследовательских установок с отчасти магнитным удержанием плазмы - это ловушки различные. Также есть инерциальный термоядерный синтез, когда маленькая мишень нагревается под действием лазерного излучения. Это такой маленький термоядерный взрыв.

Узлы и агрегаты верхней части установки / Григорий Беденко

И всё же наиболее перспективным в качестве промышленного термоядерного реактора на сегодняшний день считается токамак.

Технологическое здание, в котором находится КТМ / Григорий Беденко

Токамак в Казахстане

Казахстанская установка была построена к 2010 году на специально отведённой площадке в административной зоне бывшего Семипалатинского полигона - городе Курчатове. Комплекс состоит из нескольких технологических зданий, в которых размещены узлы и агрегаты токамака, а также мастерские, помещения для обработки данных, размещения персонала и т.п. Проект был разработан в России на базе Национального центра термоядерных исследований (Курчатовский институт). Вакуумную камеру, магнитные катушки и прочее проектировали и собирали в НИИ электрофизической аппаратуры им. Д.В. Евремова (НИИ ЭФА), автоматику - в Томском политехническом институте. Участниками проекта с российской стороны также стали Всероссийский институт токов (НИИ ТВЧ), ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Генеральным проектировщиком от Казахстана выступило ТОО “Промэнергопроект”, а непосредственно монтировало комплекс УПК “Казэлектромонтаж”. После завершения всех работ КТМ был запущен и дал первую плазму. Затем финансирование проекта свернули, и токамак на долгие шесть лет превратился в дорогостоящий высокотехнологичный туристический объект.

Монтаж оборудования дооснащения КТМ / Григорий Беденко

Вторая жизнь КТМ

Перезагрузка проекта произошла накануне ЭКСПО-2017 в Астане. Он отлично стыковался с концепцией Всемирной выставки, посвящённой энергии будущего. Девятого июня установка была вновь запущена в присутствии большого количества журналистов. На пуске присутствовали российские разработчики. Как было заявлено в ходе торжественного мероприятия, цель первого этапа физического пуска - отладка и проверка штатных систем КТМ. Также, по словам руководителя Национального ядерного центра РК Эрлана Батырбекова, на базе казахстанского токамака учёные из разных стран смогут проводить широкий спектр исследований, в том числе по модернизации существующих промышленных реакторов.

Преобразователь переменного тока для КТМ имеет футуристический вид / Григорий Беденко

Далее ситуация развивалась в ещё более благоприятном русле. В Астане в ходе Министерской конференции и VIII Международного форума по энергетике Казахстан получил официально приглашение стать ассоциированным членом Международной организации ITER. Международный экспериментальный термоядерный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor) создаётся группой стран с целью демонстрации возможности коммерческого использования термоядерной энергии, а также решения физических и технологических проблем в этой сфере. По сути, ITER - это огромный и очень сложный по конструкции токамак. В проекте принимают участие страны Евросоюза, Индия, Китай, Южная Корея, Россия, США, Япония и вот теперь уже и наша страна. От Казахстана исследованиями по теме займутся специалисты Национального ядерного центра, НИИ экспериментальной и теоретической физики КазНУ им. Аль-Фараби, Института ядерной физики, Ульбинского металлургического завода, КазНИПИЭнергопрома и Казэлектромаша. ITER будет создан во Франции, в 60 километрах от Марселя. В настоящее время стоимость проекта оценивается в 19 миллиардов евро. Запуск установки запланирован на 2025 год.

Бауржан Чектыбаев / Григорий Беденко

Бауржан Чектыбаев, руководитель научной группы проекта КТ M

10 июня был заключён меморандум о совместном проведении исследований между ITER и КТМ. В рамках этого договора сейчас готовится проект по взаимодействию с Международной организацией ITER. Они заинтересованы в нашей установке. Сам по себе проект ITER тоже не простой, есть проблема материалов. В рамках проекта мы будем исследовать вольфрам и бериллий. Определённые узлы и детали ITER будут сделаны из этого материала. Мы их будем обкатывать. Вся первая стенка реактора ITER будет выложена плитками из вольфрама и бериллия. Сама вакуумная камера состоит из дивертора, куда стекают потоки плазмы, там наиболее напряжённое место - 20 МВт на квадратный метр. Там будет вольфрам. Остальная часть первой стенки будет выложена бериллием.

КТМ - очень сложная с технологической точки зрения система / Григорий Беденко

- Почему в ITER так заинтересовались нашим токамаком?

Кроме материаловедения, задача нашей установки - исследования физики плазмы. КТМ уникален с точки зрения аспектного отношения. Есть такой параметр, один из основных для токамаков - отношение большого радиуса от оси к центру плазмы к малому, то есть от оси плазмы к её краям. У нас этот параметр равен двум. В том же ITER - 3,1. Все токамаки, которые более 3, являются классическими. Есть современное направление токамаков - это сферические токамаки, у которых аспектное отношение меньше 2 - полтора и даже ниже - крутые такие, почти сферические камеры. Наш токамак находится как бы в пограничном положении, между классическими и сферическими токамаками. Таких установок пока ещё не было, и здесь, думаю, будут вестись интересные исследования на тему поведения плазмы. Такие установки рассматриваются в качестве гибридных будущих реакторов, или объёмных источников нейтронов.

Нижняя часть вакуумной камеры КТМ / Фото Григория Беденко

- Насколько перспективно сотрудничество с ITER? Cпасёт ли оно проект?

В 2010 году был пробный пуск на том оборудовании и с той готовностью, которая была на тот момент. Задача была - показать, что установка "дышит" - способна работать. В том же десятом году у нас закончилось финансирование. Затем было шесть лет простоя. Всё это время мы боролись за бюджет. Ранее он был утверждён в 2006-м, и пришлось его полностью пересматривать. У нас около 80% оборудования зарубежное, и в контексте известных событий в мировой финансовой системе объект стал значительно дороже, чем изначально планировалось. В 2016-м после корректировки бюджета проекта было выделено дополнительное финансирование. Установка уже обошлась казахстанскому бюджету в 7 млрд тенге. Это строительно-монтажные работы, изготовление вакуумной камеры и электромагнитной системы.

Научным сотрудникам приходится быть мастерами на все руки / Григорий Беденко

- Что сейчас происходит? В июне был пробный пуск.

Сейчас создание КТМ находится на своей завершающей стадии. В настоящее время проводится монтаж и наладка основных и вспомогательных систем. У нас заключён договор с генеральным подрядчиком, выигравшим тендер. Работают две компании, одна занимается строительно-монтажными работами, вторая - пусконаладочными работами. “КазИнтелгрупп” занимается строительно-монтажными работами, "Гарант Качества XXI век" - пусконаладочными. В этом году планируется завершить строительство установки. Затем до конца года будет проведён физический пуск. В 2018 году установка будет введена в эксплуатацию, и начнутся полномасштабные эксперименты. В течение 3 лет мы планируем прийти к номинальным проектным параметрам, которые заложены в установку, и дальше уже исследовать материалы.

Местами КТМ напоминает корабль пришельцев / Фото Григория Беденко

- А как у вас обстоят деле с подбором сотрудников?

Большинство молодых специалистов - это выпускники казахстанских вузов, из Усть-Каменогорска, Павлодара и Семея. Кое-кто заканчивал российские вузы, например, Томский политехнический университет. Вопрос с кадрами стоит остро. По проекту должно быть около 120 человек, работают человек 40. В следующем году, когда комплекс будет введён в эксплуатацию, тогда будет набор. Но найти специалистов в данном направлении - это отдельная непростая задача.

Дмитрий Ольховик, начальник отдела систем автоматизации экспериментов КТМ

Особенность КТМ в том, что в нём есть поворотно-диверторное устройство, то есть все исследуемые материалы можно вращать внутри камеры. Помимо этого есть и транспортно-шлюзовое устройство. Это даёт возможность перезаряжать исследуемые материалы без разгерметизации вакуумной камеры. На других установка есть определённые сложности: если разгерметизировали камеру, чтобы её опять подготовить к новым пускам, необходимы как минимум неделя-две. Мы можем за одну кампанию спокойно заменять исследуемые образцы, при этом не тратя времени на разгерметизацию. В этом экономическое преимущество установки.

Некоторые виды нового оборудования ещё в заводской упаковке / Григорий Беденко

- А как будут проводиться эксперименты?

На таких установках в год проводятся две экспериментальные кампании. К примеру, проводим кампанию весной, затем летом анализируем полученные данные и планируем дальнейшие эксперименты. Вторая кампания проводится осенью. Сама кампания длится от двух до трёх месяцев. На пути к созданию энергетического термоядерного реактора есть две основные проблемы. Первая - отработка технологии получения и удержания плазмы, вторая - разработать материалы, те, которые обращены к плазме непосредственно, потому что плазма высокотемпературная. Летят громадные потоки энергии, воздействуют на материал. Материал в свою очередь разрушается, распыляется. И попадание этих частиц в плазму оказывает крайне негативный эффект. Плазма очень чувствительна к примесям. Они остужают плазму и в конце концов гасят её. Есть ещё тема нейтронного воздействия на конструкционные материалы. На нашем токамаке будут обкатываться материалы на предмет их теплостойкости. Имеются в виду их нераспыляемость и совместимость с плазмой. В качестве таких материалов будут изучаться вольфрам и бериллий. Будем их испытывать, смотреть, как они себя ведут в условиях высоких потоков плазмы, таких же, как и на ITER.

В КТМ применяются токи огромной мощности / Григорий Беденко

- Какие работы проводятся для дооснащения КТМ?

Монтаж технологических систем для вакуумной системы, системы охлаждения. Это очень сложная электроустановка. Чтобы получить магнитное поле, нужно забрать очень много энергии из сети. Для преобразования энергии существует определённый комплекс. Начиная от системы импульсного электропитания - очень много используется несущих трансформаторов, и используется терристорный преобразовательный комплекс, то есть довольно-таки сложная система с точки зрения эксплуатации, управления, и система очень распределена. То есть все эти работы сейчас производятся, производится наладка источников питания.

Работа весьма кропотливая / Григорий Беденко

Работа с новым оборудованием КТМ

Подобные установки требуют очень большого количества электроэнергии для работы. КТМ много будет потреблять?

При работе в номинальном режиме забор электроэнергии из сети составит порядка 80-100 МВт. За один эксперимент. Есть ещё штатная система дополнительного нагрева, которая также будет закачивать энергию из сети.

Система подачи питания на магнитные катушки / Григорий Беденко

Известно, что в Казахстане у значительной части населения наблюдается радиофобия. Это такие социально-психологические последствия ядерных испытаний. Насколько безопасными будут ваши исследования?

Считается, что управляемый термоядерный синтез - это альтернативная экологически безопасная энергетика. Аварий, подобных Чернобыльской, Фукусимской и т.п., здесь просто физически не может произойти. Самое серьёзное, что может произойти - это разгерметизация вакуумной камеры, где происходит удержание плазмы. При этом происходит гашение плазмы и утечка вот этих нескольких граммов термоядерного топлива, которое находилось в камере.

Верхняя часть установки / Григорий Беденко

И ещё несколько любопытных фактов про ITER, крупнейший в истории подобных исследований международный проект, на который наши специалисты возлагают большие надежды. Как уже было сказано выше, ITER - это международная организация, в которую входят более десятка стран: Россия, Франция, Япония, Китай, Индия, Евросоюз, Канада, США. Любопытно, что вклад каждой страны в проект производится в виде готовой продукции. К примеру, Россия выпускает часть криогенных обмоток на сверхпроводниках, энергетическое оборудование и т.п.

Работы по настройке системы подачи питания на КТМ / Григорий Беденко

ITER - это не энергетическая ещё установка, она не будет давать энергию. Это демонстрация технологии осуществимости получения плазмы с выходом энергии. После ITER, когда технологии будут отработаны, создадут демонстрационный реактор, который будет уже давать энергию. Это произойдёт где-то в 40-50-х годах XXI века. То есть спустя 100 лет после начала исследований на данную тему.

Пультовая КТМ / Григорий Беденко

В проекте ITER заложено около 500 секунд непрерывной работы. Реактор импульсный. В принципе, предусматривается до 1000 сек. - как пойдёт. Когда все технологии будут выбраны, утверждены материалы и конструкция, дальше будет создаваться DEMO. Уже решено, что этот реактор будет строиться в Японии.

Узлы КТМ / Григорий Беденко

По всей видимости, принцип действия энергетического термоядерного реактора будет следующим. Первый элемент, который будет принимать на себя тепловую энергию плазмы, внутри себя будет содержать каналы для теплообмена. Дальше всё, как на обычной электростанции - нагрев теплоносителя второго контура, раскрутка турбин и получение электрической энергии.

Общий вид реакторного зала КТМ / Григорий Беденко

Физический пуск ITER будет произведён в 2025 году. В эксплуатацию же его введут в 2028 году. По результатам работы в том числе рассматривается вариант создания гибридных реакторов - где нейтроны от термоядерного синтеза используются для расщепления ядерного топлива.

С целью достижения условий, необходимых для протекания . Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора , являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER .

История

Устройство

Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру , на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля . Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития . Затем с помощью индуктора в камере создают вихревое электрическое поле . Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора , в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы .

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев);
создаёт вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке пока ограничено несколькими секундами. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение .

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля . Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счёт протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов , либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

Казахстан

Казахстанский Токамак материаловедческий (КТМ) - это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к