Какво е токамак? Термоядреният реактор ще открие нова ера за човечеството. Технократично движение Инсталация Токамак

устройство за провеждане на реакция на термоядрен синтез в гореща плазма в квазистационарен режим, при което плазмата се създава в тороидална камера и се стабилизира от магнитно поле. Целта на инсталацията е да преобразува вътрешноядрената енергия в топлина и след това в електричество. Самата дума „токамак“ е съкращение от името „тороидална магнитна камера“, но създателите на инсталацията са заменили „g“ в края с „k“, за да не предизвиква асоциации с нещо магическо.

Човек получава атомна енергия (както в реактор, така и в бомба), като разделя ядрата на тежките елементи на по-леки. Енергията на нуклон е максимална за желязото (т.нар. „желязен максимум“) и оттогава максимум в средата, тогава енергията ще се отделя не само при разпадането на тежките елементи, но и при комбинацията на леките елементи. Този процес се нарича термоядрен синтез и протича във водородна бомба и термоядрен реактор. Има много известни термоядрени реакции и реакции на синтез. Източникът на енергия може да бъде този, за който има евтино гориво, и са възможни два фундаментално различни начина за стартиране на реакцията на синтез.

Първият начин е „експлозивен“: част от енергията се изразходва за привеждане на много малко количество вещество в необходимото първоначално състояние, протича реакция на синтез и освободената енергия се превръща в удобна форма. Всъщност това е водородна бомба, тежаща само един милиграм. Атомната бомба не може да се използва като източник на първоначална енергия, тя не е „малка“. Поради това се предполагаше, че милиметрова таблетка деутерий-тритиев лед (или стъклена сфера с компресирана смес от деутерий и тритий) ще бъде облъчена от всички страни с лазерни импулси. Енергийната плътност на повърхността трябва да бъде такава, че горният слой на таблетката, който се е превърнал в плазма, да се нагрява до температура, при която налягането върху вътрешните слоеве и нагряването на вътрешните слоеве на самата таблетка стават достатъчни за реакцията на синтез. В този случай импулсът трябва да е толкова кратък, че веществото, превърнало се в плазма с температура от десет милиона градуса за наносекунда, няма време да се разлети, а да притисне таблетката отвътре. Тази вътрешност е компресирана до плътност сто пъти по-голяма от тази на твърдите вещества и се нагрява до сто милиона градуса.

Втори начин. Изходните вещества могат да се нагряват сравнително бавно - те ще се превърнат в плазма и след това в нея може да се въведе енергия по всякакъв начин, докато се постигнат условията за започване на реакцията. За да се осъществи термоядрена реакция в смес от деутерий и тритий и да се получи положителен изход на енергия (когато енергията, освободена в резултат на термоядрена реакция, е по-голяма от енергията, изразходвана за тази реакция), е необходимо да се създаде плазма с плътност най-малко 10 14 частици/cm 3 (10 5 atm.) и го загрява до приблизително 10 9 градуса, докато плазмата става напълно йонизирана.

Такова нагряване е необходимо, за да могат ядрата да се доближат едно до друго, въпреки отблъскването на Кулон. Може да се покаже, че за да се получи енергия, това състояние трябва да се поддържа поне за секунда (т.нар. „критерий на Лоусън“). По-точна формулировка на критерия на Лоусън: продуктът на концентрацията и времето за поддържане на това състояние трябва да бъде от порядъка на 10 15 cm cm 3. Основният проблем е стабилността на плазмата: за секунда тя ще има време да се разшири многократно, да докосне стените на камерата и да се охлади.

През 2006 г. международната общност започна изграждането на демонстрационен реактор. Този реактор няма да е реален източник на енергия, но е проектиран така, че след него, ако всичко работи добре, да може да започне изграждането на „енергийни“, т.е. термоядрени реактори, предназначени за включване в електрическата мрежа. Най-големите физически проекти (ускорители, радиотелескопи, космически станции) стават толкова скъпи, че разглеждането на два варианта се оказва непосилно дори за човечеството, което обедини усилията си, така че трябва да се направи избор.

Началото на работата по контролирания термоядрен синтез трябва да бъде датирано от 1950 г., когато И. Е. Тамм и А. Д. Сахаров стигнаха до извода, че контролираният термоядрен синтез (CTF) може да бъде реализиран с помощта на магнитно задържане на гореща плазма. В началния етап работата в нашата страна се извършва в Института Курчатов под ръководството на Л. А. Арцимович. Основните проблеми могат да бъдат разделени на две групи: проблеми с нестабилността на плазмата и технологични проблеми (чист вакуум, устойчивост на радиация и др.) Първите токамаци са създадени през 1954-1960 г., сега са построени повече от 100 токамака в света. През 60-те години на миналия век беше показано, че нагряването чрез преминаване на ток („омично нагряване“) само по себе си не може да доведе плазмата до температури на синтез. Най-естественият начин за увеличаване на енергийното съдържание на плазмата изглеждаше методът за външно инжектиране на бързи неутрални частици (атоми), но едва през 70-те години беше постигнато необходимото техническо ниво и бяха проведени реални експерименти с помощта на инжектори. Днес за най-перспективно се смята нагряването на неутрални частици чрез инжектиране и електромагнитно излъчване в микровълновия диапазон. През 1988 г. Курчатовският институт построи токамак Т-15 от предреакторно поколение със свръхпроводящи намотки. От 1956 г., когато по време на посещението на Н. С. Хрушчов във Великобритания И. В. Курчатов обяви изпълнението на тези работи в СССР. Работата в тази област се извършва съвместно от няколко държави. През 1988 г. СССР, САЩ, Европейският съюз и Япония започват проектирането на първия експериментален реактор токамак (инсталацията ще бъде построена във Франция).

Размерите на проектирания реактор са 30 метра диаметър и 30 метра височина. Очакваният срок на изграждане на тази инсталация е осем години, а срокът на експлоатация е 25 години. Обемът на плазмата в инсталацията е около 850 куб.м. Плазмен ток 15 мегаампера. Термоядрената мощност на инсталацията е 500 мегавата и се поддържа 400 секунди. В бъдеще се очаква това време да бъде увеличено до 3000 секунди, което ще позволи да се проведат първите реални изследвания на физиката на термоядрения синтез („термоядрено изгаряне“) в плазма в реактора ITER.

Лукянов С.Ю. Гореща плазма и контролиран ядрен синтез. М., Наука, 1975
Арцимович Л.А., Сагдеев Р.З. Физика на плазмата за физици. М., Атомиздат, 1979
Хеглер М., Кристиансен М. Въведение в контролирания синтез. М., Мир, 1980
Килин Дж. Контролиран термоядрен синтез. М., Мир, 1980
Бойко В.И. Управляем термоядрен синтез и проблеми на инерционния термоядрен синтез. Образователно списание на Сорос. 1999, № 6

ТОКАМАК(съкратено от „тороидална камера с магнитни намотки“) - устройство за поддържане на високи температури с помощта на силен магнит. полета. Идеята за Т. е изразена през 1950 г. от академиците И. Е. Тамм и А. Д. Сахаров; първи опити Изследванията на тези системи започват през 1956 г.

Принципът на устройството е ясен от фиг. 1. Плазмата се създава в тороидална вакуумна камера, която служи като единствен затворен намотка на вторичната намотка на трансформатора. При преминаване на ток, който се увеличава с времето в първичната намотка на трансформатор 1 вътре във вакуумната камера 5 създава се вихрова надлъжна електрическа сила. поле. Когато първоначалният газ не е много голям (обикновено се използва водород или негови изотопи), възниква неговата електрическа мощност. пробив и вакуумната камера се запълва с плазма с последващо увеличаване на голям надлъжен ток Ip. В модерните големи Т. токът в плазмата е няколко. милиона ампера. Този ток създава собствено полоидално (в равнината на напречното сечение на плазмата) магнитно поле. поле INр. Освен това се използва силен надлъжен магнит за стабилизиране на плазмата. поле B f, създаден с помощта на специални намотки на тороидален магнит. полета. Това е комбинация от тороидални и полоидални магнити. полета осигурява стабилно задържане на високотемпературна плазма (вж. Тороидални системи), необходими за изпълнение контролиран термоядрен синтез.

Ориз. 1. Диаграма на токамак: 1 - първична намотка трансформатиращ инструмент; 2 - намотки с тороидално магнитно поле; 3 - лайнер, тънкостенна вътрешна камера за гравираненамаляване на тороидалното електрическо поле; 4 - макараki полоидално магнитно поле; 5 - вакуум камеra; b-желязна сърцевина (магнитна сърцевина).

Оперативни граници. Магн. полето Т задържа високотемпературна плазма доста добре, но само в определени граници на изменение на нейните параметри. Първите 2 ограничения се отнасят за плазмения ток Ipи нейното ср. плътност П, изразено в единици от броя на частиците (електрони или йони) на 1 m 3. Оказва се, че за дадена стойност на тороидалния магнит. поле, плазменият ток не може да надхвърли определена гранична стойност, в противен случай плазменият шнур започва да се усуква по спираловидна линия и в крайна сметка се срутва: т.нар. нестабилност на прекъсване на тока. За характеризиране на ограничаващия ток се използва коефициент. наличност рчрез винтова нестабилност, определена от рел q = 5бй a 2 /RI p. Тук А- малък, Р- голям радиус на плазмения кабел, б j - тороидален маг. поле, Ip- ток в плазмата (размерите се измерват в метри, магнитното поле - в тесла, токът - в MA). Необходимо условие за устойчивост на плазмен стълб е неравенството р>], т.нар. к р и т е р и м К р у-с к а л а - Шафранова. Експериментите показват, че надеждно стабилен режим на задържане се постига само при стойности на .

Има 2 граници за плътност - долна и горна. Нисък Границата на плътност е свързана с образуването на т.нар. ускорено, или убегащи електрони. При ниски плътности честотата на сблъсъци на електрони с йони става недостатъчна, за да предотврати преминаването им в режим на непрекъснато ускорение в надлъжното електрическо поле. поле. Електроните, ускорени до високи енергии, могат да представляват опасност за елементите на вакуумната камера, така че плътността на плазмата е избрана толкова висока, че да няма ускорени електрони. От друга страна, при достатъчно висока плътност режимът на задържане на плазмата отново става нестабилен поради радиационни и атомни процеси на границата на плазмата, които водят до стесняване на токовия канал и развитие на спирална нестабилност на плазмата. Връх. границата на плътност се характеризира с безразмерни параметри My-crayfish M=nR/B j и hugella H=nqR/B j (тук усреднената в напречното сечение е електронната плътност низмерено в единици от 10 20 частици/m 3). За стабилно задържане на плазмата е необходимо числата МИ зне надвишава определени критични стойности.

Когато плазмата се нагрее и нейното налягане се увеличи, се появява друга граница, характеризираща максималната стабилна стойност на плазменото налягане, p = n(T e +T i), Където T e, T i-електронни и йонни температури. Тази граница се налага върху стойността на b, равна на съотношението cf. плазмено налягане към магнитно налягане. полета; опростен израз за граничната стойност b е даден от връзката b на Troyon c =gI p /aB j, къде ж-числов коефициент равен приблизително на 3. 10 -2.

Топлоизолация. Възможността за нагряване на плазмата до много високи температури се дължи на факта, че в силно магнитно поле. поле на траекторията на зареждане частиците изглеждат като спирали, навити на магнитна линия. полета. Благодарение на това електроните и йоните се задържат в плазмата за дълго време. И само поради сблъсъци и малки електрически колебания. и маг. полета, енергията на тези частици може да се пренесе към стените под формата на топлинен поток. Същите тези механизми определят големината на дифузионните потоци. Магнитна ефективност топлоизолацията на плазмата се характеризира с енергия. живот t E = W/P, Където У-общо енергийно съдържание на плазмата, a П- мощност на нагряване на плазмата, необходима за поддържането й в стационарно състояние. Стойност t дможе също да се счита за характерното време за охлаждане на плазмата, ако мощността за нагряване бъде внезапно изключена. В тиха плазма се създават потоци от частици и топлина към стените на камерата поради сблъсъци по двойки на електрони и йони. Тези потоци се изчисляват теоретично, като се вземат предвид реалните траектории на заряда. частици на маг. поле Т. Съответната теория на дифузионните процеси се нарича. неокласически (вж Миграционни процесиВ реалната плазмена Т. винаги има малки флуктуации на полета и потоци от частици, поради което реалните нива на топлина и потоци от частици обикновено значително надвишават прогнозите на неокласическите. теории.

Експерименти, проведени върху много T. decomp. форми и размери, позволиха да се обобщят резултатите от изследванията на механизмите на прехвърляне под формата на съответните емпирични изследвания. зависимости. По-специално бяха открити енергийни зависимости. живот t Eот главния параметри на плазмата за разлагане задръж мод. Тези зависимости се наричат с к е л и н г а м и; те се използват успешно за прогнозиране на параметрите на плазмата в нововъведени в експлоатация инсталации.

Самоорганизация на плазмата. В плазмените Т. винаги има слабо нелинейни, които влияят върху профилите на разпределението на температурата, плътността на частиците и плътността на тока по радиуса, сякаш ги контролират. По-специално до центъра. области на плазмения шнур много често присъстват т.нар. трионообразни трептения, отразяващи периодично повтарящ се процес на постепенно обостряне и след това рязко изравняване на температурния профил. Трептенията във формата на рампа предотвратяват свиването на тока към магнита. торична ос (виж Газоразрядна контракция). В допълнение, в T. от време на време се възбуждат спирални режими (така наречените t i r i n g режими), които се наблюдават извън кабела под формата на нискочестотни магнитни вълни. колебание. Уморителните режими допринасят за установяването на по-стабилно разпределение на плътността на тока по радиуса. Ако с плазмата се работи недостатъчно внимателно, режимите на разкъсване могат да станат толкова силни, че магнитните смущения, които причиняват, могат полетата разрушават магнитите. повърхности по целия обем на плазмения кабел, магнитни. конфигурацията се разрушава, плазмената енергия се освобождава към стените и токът в плазмата спира поради силното й охлаждане (вж. Разкъсваща нестабилност).

В допълнение към тези обемни колебания, има режими на колебание, локализирани на границата на плазмения стълб. Тези режими са много чувствителни към състоянието на плазмата в самата периферия; тяхното поведение се усложнява от атомни процеси. Вътр. и вътрешни режимите на вибрации могат силно да повлияят на процесите на пренос на топлина и частици; те водят до възможността за преход на плазма от един магнитен режим. топлоизолация към друг и обратно. Ако в плазмената Т. разпределението на скоростта на частиците е много различно от , тогава възниква възможност за развитие на кинетична. нестабилности. Например, с раждането на голям брой убегащи електрони, т.нар вентилаторна нестабилност, водеща до трансформация на надлъжната електронна енергия в напречна. Кинетичен. нестабилностите се развиват и в присъствието на високоенергийни йони, които възникват, когато се допълват. нагряване на плазмата.

Плазмено нагряване. Плазмата на всеки Т. се нагрява автоматично поради джаулова топлина от протичащия през нея ток. Освобождаването на енергия на Джаул е достатъчно, за да се получи температура от няколко. милиона градуса За целите на контролирания термоядрен синтез са необходими температури> 10 8 К, следователно всички големи Т. са допълнени с мощни системи плазмено нагряване. За тази цел се използват или електрически магнити. вълни разложени диапазони или насочване на бързи частици в плазмата. За високочестотно плазмено нагряване е удобно да се използват резонанси, които съответстват на вътрешните. осцилирам процеси в плазмата. Например, удобно е да се нагрява йонният компонент в диапазона от хармоници на циклотронни честоти или основни. плазмени йони или специално подбрани адитивни йони. Електроните се нагряват чрез електронен циклотронен резонанс.

При нагряване на йони с бързи частици обикновено се използват мощни лъчи от неутрални атоми. Такива лъчи не взаимодействат с магнетизма. поле и проникват дълбоко в плазмата, където се йонизират и улавят от магнетизма. поле Т.

С помощта на допълнителни методи за нагряване е възможно да се повиши температурата на плазмата Т. до >3·10 8 K, което е напълно достатъчно за протичане на мощна термоядрена реакция. В бъдещите Т.-реактори, които се разработват, нагряването на плазмата ще се извършва от високоенергийни алфа частици, произтичащи от реакцията на синтез на ядра на деутерий и тритий.

Стационарен токамак. Обикновено токът протича в плазмата само при наличие на вихров електрически ток. поле, създадено чрез увеличаване на магнитното поле. поток в индуктора. Индуктивният механизъм за поддържане на тока е ограничен във времето, така че съответният режим на задържане на плазмата е импулсен. Импулсният режим обаче не е единственият възможен, нагряването на плазмата може да се използва и за поддържане на тока, ако наред с енергията към плазмата се прехвърли и импулс, различен за различните компоненти на плазмата. Поддържането на неиндуктивен ток се улеснява поради генерирането на ток от самата плазма по време на нейното дифузионно разширение към стените (ефект на зареждане). Bootstrap ефектът е предсказан от неокласически учени. теория и след това потвърдени експериментално. Експериментите показват, че T. плазмата може да се държи неподвижна и Ch. усилия за практически развитието на стационарния режим са насочени към повишаване на ефективността на текущата поддръжка.

Дивертор, контрол на примесите. За целите на контролирания термоядрен синтез е необходима много чиста плазма на базата на водородни изотопи. За да се ограничи примесването на други йони в плазмата, в началото на Т. плазмата е ограничена до т.нар. l i m i t e r o m (фиг. 2, а), т.е. диафрагма, която не позволява на плазмата да влезе в контакт с голямата повърхност на камерата. В модерните T. се използва много по-сложна конфигурация на отклонителя (фиг. 2, б), създаден от намотки с полоидален магнит. полета. Тези бобини са необходими дори за плазма с кръгло напречно сечение: с тяхна помощ се създава вертикалната магнитна компонента. полета, ръбове при взаимодействие с осн. плазменият ток не позволява плазмената намотка да бъде хвърлена върху стената в посока на голям радиус. В конфигурацията на дивертора завоите на полоидалния магнит. полетата са разположени така, че напречното сечение на плазмата е удължено във вертикална посока. В същото време затворени магнитни повърхностите се запазват само отвътре, отвън неговите силови линии преминават вътре в диверторните камери, където плазмените потоци, изтичащи от главния, се неутрализират. сила на звука. В диверторните камери е възможно да се смекчи натоварването от плазмата върху диверторните плочи поради добавянето. охлаждане на плазмата по време на атомни взаимодействия.

Ориз. 2. Напречно сечение на плазма с кръгло напречно сечение ( А) и вертикално удължен, за да образува конфигурация на отклонител ( 6): 1-плазма; 2- ограничител; 3 - стена на камерата; 4 - сепаратрикс; 5-диверторна камера; 6 - отклоняващи плочи.

Реактор токамак. гл. Целта на изследванията на Т. инсталации е да се овладее понятието магнитен. Плазмен контейнер за същества термоядрен реактор. На Т. е възможно да се създаде стабилна високотемпературна плазма с температура и плътност, достатъчни за термоядрен реактор; установени са закони за топлоизолация на плазмата; усвояват се методи за поддържане на тока и контрол на нивото на примесите. Работата по Т. преминава от чисто физическата фаза. изследване във фазата на създаване на експерименти. .

Лит.:Арцимович Л. А., Управлявано, 2-ро изд., М., 1963; Лукянов С. Ю., Гореща плазма и контролиран ядрен синтез, М., 1975; Кадомцев Б.В., Токамак плазма сложна физическа система, Л., 1992. Б. Б. Кадомцев.

Токамак (тороидална камера с магнитни намотки) е тороидална инсталация за магнитно ограничаване на плазмата с цел постигане на необходимите условия за протичане на контролиран термоядрен синтез. Плазмата в токамака се задържа не от стените на камерата, които могат да издържат на нейната температура само до определена граница, а от специално създадено магнитно поле. В сравнение с други инсталации, които използват магнитно поле за ограничаване на плазмата, функцията на токамак е използването на електрически ток, протичащ през плазмата, за да се създаде полоидалното поле, необходимо за компресиране, нагряване и поддържане на равновесие на плазмата. Това, по-специално, се различава от стеларатора, който е една от алтернативните схеми за ограничаване, в която както тороидалните, така и полоидалните полета се създават с помощта на магнитни намотки. Но тъй като плазмената нишка е пример за нестабилно равновесие, проектът за токамак все още не е реализиран и е на етап изключително скъпи експерименти за усложняване на инсталацията.

Трябва също да се отбележи, че за разлика от делящите се реактори (всеки от които първоначално е проектиран и разработен отделно в собствените си страни), токамакът в момента се разработва съвместно в рамките на международния научен проект ITER.

Магнитно поле и поток на токамак.

История

Пощенска марка на СССР, 1987 г.

Предложението за използване на контролиран термоядрен синтез за промишлени цели и специфична схема, използваща топлоизолация на високотемпературна плазма чрез електрическо поле, бяха формулирани за първи път от съветския физик О. А. Лаврентиев в работа в средата на 50-те години. Тази работа послужи като катализатор за съветските изследвания върху проблема с контролирания термоядрен синтез. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм през 1951 г. предлагат модифициране на схемата, като предлагат теоретична основа за термоядрен реактор, където плазмата ще има формата на тор и ще бъде задържана от магнитно поле.

Терминът "токамак" е въведен по-късно от Игор Николаевич Головин, ученик на академик Курчатов. Първоначално звучеше като „токамаг“ - съкращение от думите „тороидална магнитна камера“, но Н. А. Явлински, авторът на първата тороидална система, предложи да се замени „-mag“ с „-mac“ за благозвучие. По-късно това име е заимствано от много езици.

Първият токамак е построен през 1955 г. и дълго време токамаци съществуват само в СССР. Едва след 1968 г., когато на токамака Т-3, построен в Института по атомна енергия. И. В. Курчатов, под ръководството на академик Л. А. Арцимович, беше достигната температура на плазмата от 10 милиона градуса и английските учени със своето оборудване потвърдиха този факт, който първоначално отказаха да повярват, в света започна истински бум на токамак. От 1973 г. изследователската програма по физика на плазмата на токамаците се ръководи от Борис Борисович Кадомцев.

В момента токамак се счита за най-обещаващото устройство за осъществяване на контролиран термоядрен синтез.

устройство

Токамак е тороидална вакуумна камера, върху която са навити намотки, за да се създаде тороидално магнитно поле. Въздухът първо се изпомпва от вакуумната камера и след това се пълни със смес от деутерий и тритий. След това с помощта на индуктор в камерата се създава вихрово електрическо поле. Индукторът е първичната намотка на голям трансформатор, в който камерата на токамака е вторичната намотка. Електрическото поле предизвиква протичане на ток и запалване на плазмената камера.

Токът, протичащ през плазмата, изпълнява две задачи:

загрява плазмата по същия начин, както всеки друг проводник (омично нагряване);

създава магнитно поле около себе си. Това магнитно поле се нарича полоидално (т.е. насочено по линии, минаващи през полюсите на сферичната координатна система).

Магнитното поле компресира тока, протичащ през плазмата. В резултат на това се образува конфигурация, при която спираловидните линии на магнитното поле „усукват“ плазмения шнур. В този случай стъпката при въртене в тороидална посока не съвпада със стъпката в полоидална посока. Магнитните линии се оказват незатворени, те се усукват около тора безкрайно много пъти, образувайки така наречените „магнитни повърхности“ с тороидална форма.

Наличието на полоидално поле е необходимо за стабилно задържане на плазмата в такава система. Тъй като се създава чрез увеличаване на тока в индуктора и не може да бъде безкраен, времето на стабилно съществуване на плазмата в класически токамак е ограничено. За да се преодолее това ограничение, са разработени допълнителни методи за поддържане на ток. За тази цел може да се използва инжектиране на ускорени неутрални атоми на деутерий или тритий или микровълново лъчение в плазмата.

В допълнение към тороидалните намотки са необходими допълнителни намотки с полоидно поле за управление на плазмения кабел. Те представляват пръстеновидни завъртания около вертикалната ос на камерата на токамака.

Загряването само поради протичането на ток не е достатъчно, за да загрее плазмата до температурата, необходима за термоядрена реакция. За допълнително нагряване се използва микровълново лъчение при така наречените резонансни честоти (например, съвпадащи с циклотронната честота на електрони или йони) или инжектиране на бързи неутрални атоми.

Токамаци и техните характеристики

Общо в света са построени около 300 токамака. Най-големите от тях са изброени по-долу.

СССР и Русия

T-3 е първото функционално устройство.

Т-4 - уголемена версия на Т-3

Т-7 е уникална инсталация, в която за първи път в света е внедрена сравнително голяма магнитна система със свръхпроводящ соленоид на базата на калаен ниобат, охлаждан с течен хелий. Основната задача на Т-7 беше изпълнена: беше подготвена перспективата за следващото поколение свръхпроводящи соленоиди за термоядрена енергия.

T-10 и PLT са следващата стъпка в световните термоядрени изследвания, те са почти еднакви по размер, еднаква мощност, със същия коефициент на ограничаване. И получените резултати са идентични: и в двата реактора е достигната температурата на термоядрен синтез, а изоставането по критерия на Лоусън е 200 пъти.

Т-15 е съвременен реактор със свръхпроводящ соленоид, даващ индукционно поле от 3,6 тесла.

Китай

EAST - намира се в град Хефей, провинция Анхуей. Критерият на Лоусън за ниво на запалване е надвишен в токамака, коефициентът на изходна енергия е 1,25

7 милиарда тенге от бюджета на страната, инвестирани в строителството, и 6 години принудителен престой в търсене на източници на финансиране. Казахският проект за материалознание за токамак беше на ръба на закриването. Ситуацията обаче се промени радикално благодарение на новите направления на международното сътрудничество. Журналистът Григорий Беденко посети Курчатов и подготви доклад специално за Infromburo.kz за перспективите на изследванията в областта на контролирания термоядрен синтез.

Малко история

В средата на 20 век най-развитите страни в света много бързо усвоиха атомната енергия и се научиха да я използват както във военни оръжейни програми, така и да произвеждат големи количества топлинна и електрическа енергия за мирни цели. Процесът на контролиран разпад на атомното ядро обаче се оказа изключително опасен за околната среда. Авариите в атомните електроцентрали и огромният проблем с изхвърлянето на високоактивни отпадъци лишиха този вид енергия от перспективите. След това, в средата на века, учените предположиха, че контролираният термоядрен синтез може да бъде алтернатива. Експертите предложиха да се повтарят в земни условия процесите, протичащи в дълбините на звездите, и да се научат не само да ги контролират, но и да получават енергия в количествата, необходими за съществуването на цивилизацията. Както е известно, термоядреният синтез се основава на принципа на синтез на леки водородни ядра в по-тежки с образуването на хелий. В този случай се отделя много повече енергия, отколкото по време на обратния процес, когато ядрата на тежките елементи се разделят на по-леки с огромно освобождаване на енергия и образуването на изотопи на различни елементи от периодичната таблица. В термоядрените реактори няма вредни ефекти или опасни производствени отпадъци.

Схема на международния експериментален термоядрен реактор ITER

Любопитно е, че самият процес на термоядрен синтез беше доста лесно пресъздаден за оръжейни програми, но разработването на проекти за мирна енергия се оказа почти невъзможна задача. Основното нещо за водородна бомба всъщност е да започне процесът на синтез, който се случва за наносекунди. Но един мощен термоядрен реактор изисква специални условия. За получаване на енергия е необходимо високотемпературната плазма да се поддържа в контролирано състояние за определен период от време - тя се нагрява от 10 до 30 милиона градуса по Целзий. Чрез ограничаването на такава плазма се създават физически условия за сливането на леки ядра на деутерий и тритий в тежки. Освен това трябва да се освободи повече енергия, отколкото да се изразходва за нагряване и ограничаване на плазмата. Смята се, че един импулс с контролиран термоядрен синтез с положителен коефициент на освобождаване на енергия трябва да продължи най-малко 500 секунди. Но за такова време и при такива температури нито един конструктивен материал на обещаващ реактор няма да издържи. Просто ще се изпари. И учените по света се борят с проблема на науката за материалите повече от половин век почти безрезултатно.

Плазма, получена в казахстанския токамак по материалознание / Материали, предоставени от Института по атомна енергия на Националния ядрен център на Република Казахстан

Материали, предоставени от Института по атомна енергия NNC RK

Това изключително забавено видео показва образуването на плазма в казахстански токамак (материали, предоставени от Института по атомна енергия на Националния ядрен център на Република Казахстан)

Образуване на плазма в CFT

Какво представляват токамак и стеларатор?

Съкращението е руско, тъй като първата инсталация е разработена в Съветския съюз. Токамак е тороидална камера с магнитни бобини. Торът е триизмерна геометрична фигура (оформена като поничка, с прости думи), а тороидът е тънка тел, навита около рамка с форма на тор. Така високотемпературната плазма в инсталацията се образува и задържа във формата на тор. В този случай основният принцип на токамака е, че плазмата не взаимодейства със стените на камерата, а виси в пространството, така да се каже, задържана от свръхмощно магнитно поле. Схемата за топлоизолация на плазмата и методът за използване на такива инсталации за промишлени цели бяха предложени за първи път от съветския физик Олег Александрович Лаврентиев. Първият токамак е построен през 1954 г. и дълго време е съществувал само в СССР. Към днешна дата в света са построени около двеста подобни устройства. В момента има работещи тороидални камери за изучаване на контролиран термоядрен синтез в Русия, САЩ, Япония, Китай и Европейския съюз. Най-големият международен проект в тази област е ITER (повече за това по-късно). Инициатор на изграждането на токамак по материалознание в Казахстан беше ръководителят на руския Курчатовски институт академик Евгений Павлович Велихов. От 1975 г. той ръководи съветската програма за контролиран термоядрен реактор. Идеята за изграждане на обект на бившия ядрен полигон Семипалатинск се появи през 1998 г., когато Велихов се срещна с президента на Република Казахстан Нурсултан Назарбаев.

Схема на задържане на плазмата в стеларатор / Материали, предоставени от Института по атомна енергия NNC RK

Стелараторът е алтернативен тип реактор на токамак за осъществяване на контролиран термоядрен синтез. Изобретен от американския астрофизик Лиман Спицер през 1950 г. Името идва от латинската дума stella (звезда), което показва сходството на процесите вътре в звездите и в създадена от човека инсталация. Основната разлика е, че магнитното поле за изолиране на плазмата от вътрешните стени на камерата се създава изцяло от външни бобини, което позволява да се използва в непрекъснат режим. Плазмата в стеларатора се формира във формата на „намачкана поничка“ и сякаш се извива. Днес изследователски стеларатори има в Русия, Украйна, Германия и Япония. Освен това, най-големият стеларатор в света, Wendelstein 7-X (W7-X), наскоро беше пуснат в Германия.

Казахстански токамак по материалознание / Григорий Беденко

Това са всички изследователски съоръжения", казва ръководителят на научната група на проекта KTM. Stellarator се различава по конфигурацията на своето магнитно поле. В токамак, така наречената тороидална намотка и полоидална външна намотка се използват за задържане на плазмата. Но в стеларатора е обратното - има намотка в спирала, която изпълнява функциите както на тороид, така и на полоид. Токамакът първоначално е импулсна инсталация, а стелараторът е по-стационарна инсталация, тоест предимството на усуканата намотка ви позволява да държите плазмата за неопределено време. Стелараторите са разработени едновременно с токамаците и по едно време токамаците заеха водеща роля в параметрите на плазмата. „Шествието“ на токамаците започна по целия свят. Но въпреки това стелараторите се развиват. Предлагат се в Япония, наскоро са построени в Германия - пуснат е в експлоатация Wendelstein 7-X (W7-X). В САЩ има стеларатор. Освен това има огромен брой всякакви изследователски инсталации с частично магнитно задържане на плазмата - това са различни капани. Има и инерционен термоядрен синтез, когато малка цел се нагрява от лазерно лъчение. Това е такава малка термоядрен взрив.

Възли и възли на горната част на инсталацията / Григорий Беденко

И все пак, токамакът се счита за най-обещаващия промишлен термоядрен реактор днес.

Технологична сграда, в която се намира КТМ / Григорий Беденко

Токамак в Казахстан

Казахстанската инсталация е построена през 2010 г. на специално определена площадка в административната зона на бившия Семипалатинск тестов полигон - град Курчатов. Комплексът се състои от няколко технологични сгради, в които се помещават компоненти и възли на токамак, както и работилници, помещения за обработка на данни, помещения за настаняване на персонал и др. Проектът е разработен в Русия на базата на Националния център за термоядрени изследвания (Курчатовски институт). Вакуумната камера, магнитните бобини и др. са проектирани и сглобени в Научноизследователския институт по електрофизично оборудване на името на. Д.В. Евремов (Изследователски институт EFA), автоматизация - в Томския политехнически институт. Участници в проекта от руска страна бяха още Всеруският институт по токове (НИИ ТВЧ), ТРИНИТИ (Троицки институт за иновационни и термоядрени изследвания). Генералният дизайнер от Казахстан беше Promenergoproekt LLP, а комплексът Kazelektromontazh UPC беше директно инсталиран. След като цялата работа беше завършена, CTM беше пуснат и произведе първата плазма. Тогава финансирането на проекта беше спряно, а токамакът се превърна в скъпа високотехнологична туристическа атракция за шест дълги години.

Монтаж на оборудване за преоборудване на KTM / Григорий Беденко

Втори живот на KTM

Проектът беше рестартиран в навечерието на EXPO 2017 в Астана. Той се вписа перфектно в концепцията на Световното изложение, посветено на енергията на бъдещето. На 9 юни инсталацията беше рестартирана в присъствието на голям брой журналисти. На старта присъстваха руски разработчици. Както беше посочено по време на церемонията, целта на първия етап от физическото изстрелване е отстраняване на грешки и тестване на стандартните системи на KTM. Също така, според ръководителя на Националния ядрен център на Република Казахстан Ерлан Батирбеков, на базата на казахстанския токамак учени от различни страни ще могат да провеждат широк спектър от изследвания, включително модернизация на съществуващи промишлени реактори.

AC конверторът за KTM има футуристичен вид / Григорий Беденко

Тогава ситуацията се разви в още по-благоприятна посока. В Астана, по време на Министерската конференция и VIII Международен енергиен форум, Казахстан получи официална покана да стане асоцииран член на международната организация ITER. Международният термоядрен експериментален реактор се създава от група държави, за да демонстрира възможността за търговско използване на термоядрената енергия, както и за решаване на физически и технологични проблеми в тази област. По същество ITER е огромен и много сложен токамак. В проекта участват страните от Европейския съюз, Индия, Китай, Южна Корея, Русия, САЩ, Япония, а сега и нашата страна. От Казахстан изследвания по темата ще извършат специалисти от Националния ядрен център, Научноизследователския институт по експериментална и теоретична физика на Казахския национален университет. Ал-Фараби, Институт по ядрена физика, Улбен металургичен завод, КазНИПИЕнергопром и Казелектромаш. ITER ще бъде създаден във Франция, на 60 километра от Марсилия. В момента цената на проекта се оценява на 19 милиарда евро. Пускането на инсталацията е планирано за 2025 г.

Бауржан Чектыбаев / Григорий Беденко

Бауржан Чектыбаев, ръководител на научната група на проекта CTМ

На 10 юни беше сключен меморандум за съвместни изследвания между ITER и KTM. В рамките на това споразумение в момента се подготвя проект за взаимодействие с международната организация ITER. Интересуват се от нашата инсталация. Самият проект ITER също не е прост, има проблем с материалите. Като част от проекта ще изследваме волфрам и берилий. Някои компоненти и части на ITER ще бъдат направени от този материал. Ще ги пуснем. Цялата първа стена на реактора ITER ще бъде облицована с волфрамови и берилиеви плочки. Самата вакуумна камера се състои от дивертор, в който се вливат плазмени потоци, там е най-интензивното място - 20 MW на квадратен метър. Ще има волфрам. Останалата част от първата стена ще бъде облицована с берилий.

KTM е много сложна система от технологична гледна точка / Григорий Беденко

- Защо вITERтолкова се интересувате от нашия токамак?

В допълнение към материалознанието, задачата на нашата инсталация е да изучава физиката на плазмата. CTM е уникален по отношение на пропорциите. Има такъв параметър, един от основните за токамаците - съотношението на големия радиус от оста до центъра на плазмата към малкия, тоест от оста на плазмата до нейните краища. За нас този параметър е равен на две. В същия ITER - 3.1. Всички токамаци, които са повече от 3, са класически. Има модерна посока на токамаците - това са сферични токамаци, в които съотношението на страните е по-малко от 2 - един и половина и дори по-ниско - това са хладни, почти сферични камери. Нашият токамак се намира като че ли в гранична позиция между класическите и сферичните токамаци. Все още не е имало такива инсталации и тук мисля, че ще се проведат интересни изследвания върху поведението на плазмата. Такива инсталации се считат за бъдещи хибридни реактори или обемни източници на неутрони.

Долната част на вакуумната камера на KTM / Снимка от Григорий Беденко

- Колко перспективно е сътрудничеството сITER?Ще спаси ли проекта?

През 2010 г. имаше пробен старт с наличната към този момент техника и готовност. Задачата беше да се покаже, че инсталацията „диша” и е в състояние да работи. В същата десета година свършихме финансирането. След това имаше шест години бездействие. През цялото това време се борихме за бюджета. Той беше одобрен преди това през 2006 г. и трябваше да бъде напълно преработен. Около 80% от оборудването ни е чуждестранно и в контекста на известни събития в световната финансова система съоръжението оскъпи значително от първоначално планираното. През 2016 г., след коригиране на бюджета на проекта, беше отпуснато допълнително финансиране. Инсталацията вече е струвала на казахстанския бюджет 7 милиарда тенге. Това включва строително-монтажни работи, изработка на вакуумна камера и електромагнитна система.

Изследователите трябва да бъдат майстори на всички занаяти / Григорий Беденко

- Какво става сега? През юни имаше пробен пуск.

Сега създаването на KTM е на финалния етап. В момента се извършва монтаж и пускане в експлоатация на основните и спомагателни системи. Имаме сключено споразумение с главния изпълнител, спечелил търга. Фирмите са две, като едната се занимава със строително-монтажни работи, а втората - с пусково-наладъчни работи. “KazIntelgroup” се занимава със строително-монтажни работи, “Гарант за качество XXI век” се занимава с въвеждане в експлоатация. Изграждането на инсталацията е планирано да приключи тази година. След това, преди края на годината, ще се състои физическо стартиране. През 2018 г. инсталацията ще бъде пусната в експлоатация и ще започнат пълномащабни експерименти. В рамките на 3 години планираме да достигнем номиналните проектни параметри, които са включени в инсталацията, и след това допълнително да проучим материалите.

На места KTM прилича на извънземен кораб / Снимка на Григорий Беденко

- Как се справяте с подбора на служители?

Повечето от младите специалисти са завършили казахстански университети от Уст-Каменогорск, Павлодар и Семей. Някои са завършили руски университети, например Томския политехнически университет. Проблемът с кадрите е остър. По проект трябва да има около 120 души, работят 40. Догодина, когато комплексът бъде въведен в експлоатация, тогава ще има набиране на персонал. Но намирането на специалисти в тази област е отделна и трудна задача.

Дмитрий Олховик, ръководител на отдела за експериментални системи за автоматизация на KTM

Особеността на CFT е, че той има ротационно-отклоняващо устройство, т.е. всички изследвани материали могат да се въртят вътре в камерата. Освен това има и устройство за транспортен шлюз. Това прави възможно презареждането на изследваните материали без понижаване на налягането във вакуумната камера. При други инсталации има определени трудности: ако камерата е била разхерметизирана, са необходими поне седмица или две, за да се подготви отново за нови изстрелвания. Можем лесно да заменим тестовите проби в една кампания, без да губим време за разхерметизиране. Това е икономическото предимство на инсталацията.

Някои видове ново оборудване все още са в оригинални опаковки / Григорий Беденко

- Как ще се провеждат опитите?

При такива инсталации се провеждат две експериментални кампании годишно. Например, провеждаме кампания през пролетта, след това през лятото анализираме получените данни и планираме допълнителни експерименти. Втората кампания се провежда през есента. Самата кампания е с продължителност от два до три месеца. Има два основни проблема по пътя към създаването на енергиен термоядрен реактор. Първият е да се разработи технология за производство и задържане на плазма, вторият е да се разработят материали, такива, които са насочени директно към плазмата, тъй като плазмата е с висока температура. Огромни потоци от енергия летят и влияят върху материала. Материалът от своя страна се унищожава и разпръсква. А навлизането на тези частици в плазмата се отразява изключително негативно. Плазмата е много чувствителна към примеси. Те охлаждат плазмата и в крайна сметка я гасят. Съществува и темата за неутронните ефекти върху структурните материали. Нашият токамак ще тества материалите, за да определи тяхната устойчивост на топлина. Това означава, че те не се пръскат и са съвместими с плазмата. Волфрамът и берилият ще бъдат изследвани като такива материали. Ще ги тестваме, ще видим как се държат при условия на високи плазмени потоци, както при ITER.

В KTM се използват токове с огромна мощност / Григорий Беденко

- Каква работа се извършва за преоборудване на KTM?

Монтаж на технологични системи за вакуумни системи, охладителни системи. Това е много сложна електрическа инсталация. За да получите магнитно поле, трябва да вземете много енергия от мрежата. Има определен комплекс за преобразуване на енергията. Като се започне от системата за импулсно захранване, се използват много носещи трансформатори и се използва комплекс от теристорни преобразуватели, тоест доста сложна система по отношение на работа, управление и системата е много разпределена. Тоест цялата тази работа сега се извършва, захранванията се настройват.

Работата е много старателна / Григорий Беденко

Работа с нова техника КТМ

Такива инсталации изискват много голямо количество електроенергия за работа. KTM ще консумира ли много?

При работа в номинален режим потреблението на електроенергия от мрежата ще бъде около 80-100 MW. За един експеримент. Има и стандартна допълнителна отоплителна система, която също ще изпомпва енергия от мрежата.

Система за захранване с магнитна намотка / Григорий Беденко

Известно е, че в Казахстан значителна част от населението има радиофобия. Това са социално-психологическите последици от ядрените опити. Колко безопасно ще бъде вашето изследване?

Смята се, че контролираният термоядрен синтез е алтернативен екологичен източник на енергия. Тук просто физически не могат да се случат аварии като Чернобил, Фукушима и т.н. Най-сериозното нещо, което може да се случи, е разхерметизирането на вакуумната камера, в която се съдържа плазмата. В този случай плазмата се охлажда и тези няколко грама термоядрено гориво, което беше в камерата, изтичат.

Горна част на инсталацията / Григорий Беденко

И още няколко интересни факта за ITER, най-големият международен проект в историята на подобни изследвания, на който нашите експерти възлагат големи надежди. Както бе споменато по-горе, ITER е международна организация, която включва повече от дузина държави: Русия, Франция, Япония, Китай, Индия, Европейския съюз, Канада и САЩ. Интересното е, че приносът на всяка страна към проекта е направен под формата на готови продукти. Например Русия произвежда някои криогенни намотки на базата на свръхпроводници, енергийно оборудване и др.

Работа по настройка на системата за захранване на KTM / Григорий Беденко

ITER все още не е енергийна инсталация, няма да осигурява енергия. Това е технологична демонстрация на осъществимостта на производството на плазма с изходна енергия. След ITER, когато се разработят технологиите, ще бъде създаден демонстрационен реактор, който вече ще дава енергия. Това ще стане някъде през 40-50-те години на 21 век. Тоест 100 години след началото на изследванията по тази тема.

Контролна зала на KTM / Григорий Беденко

Проектът ITER има около 500 секунди непрекъсната работа. Импулсен реактор. По принцип се предвижда до 1000 сек. - как ще мине? Когато всички технологии са избрани, материалите и дизайнът са одобрени, ще бъде създадено DEMO. Вече е решено този реактор да бъде построен в Япония.

Единици KTM / Григорий Беденко

Очевидно принципът на работа на енергиен термоядрен реактор ще бъде следният. Първият елемент, който ще абсорбира топлинната енергия на плазмата, ще съдържа вътре в себе си канали за топлообмен. Тогава всичко е както при конвенционална електроцентрала - загряване на охлаждащата течност на втория кръг, завъртане на турбините и генериране на електрическа енергия.

Общ изглед на реакторната зала на КТМ / Григорий Беденко

Физическото изстрелване на ITER ще се състои през 2025 г. Той ще бъде въведен в експлоатация през 2028 г. Въз основа на резултатите от работата се разглежда вариантът за създаване на хибридни реактори - където неутроните от термоядрения синтез се използват за разделяне на ядрено гориво.

За да се постигнат условията, необходими за настъпването. Плазмата в токамак се задържа не от стените на камерата, които не могат да издържат на температурата, необходима за термоядрените реакции, а от специално създадено комбинирано магнитно поле - тороидално външно и полоидално поле на тока, протичащ през плазмата. шнур. В сравнение с други инсталации, които използват магнитно поле за ограничаване на плазмата, използването на електрически ток е основната характеристика на токамака. Токът в плазмата осигурява нагряване на плазмата и поддържане на равновесието на плазмената нишка във вакуумната камера. По този начин токамак, по-специално, се различава от стеларатора, който е една от алтернативните схеми за ограничаване, при които както тороидалните, така и полоидалните полета се създават с помощта на външни магнитни намотки.

В момента реакторът Токамак се разработва като част от международния научен проект ITER.

История

В момента токамак се счита за най-обещаващото устройство за осъществяване на контролиран термоядрен синтез.

устройство

Токамак е тороидална вакуумна камера, върху която са навити намотки, за да се създаде тороидално магнитно поле. Въздухът първо се изпомпва от вакуумната камера и след това се пълни със смес от деутерий и тритий. След това с помощта на индукторв камерата се създава вихрово електрическо поле. Индукторът е първичната намотка на голям трансформатор, в който камерата на токамака е вторичната намотка. Електрическото поле предизвиква протичане на ток и запалване в плазмената камера.

Токът, протичащ през плазмата, изпълнява две задачи:

загрява плазмата по същия начин, както всеки друг проводник (омично нагряване);
създава магнитно поле около себе си. Това магнитно поле се нарича полоидален(тоест насочени по линии, минаващи през полюсисферична координатна система).

Наличието на полоидално поле е необходимо за стабилно задържане на плазмата в такава система. Тъй като се създава чрез увеличаване на тока в индуктора и не може да бъде безкраен, времето на стабилно съществуване на плазмата в класически токамак все още е ограничено до няколко секунди. За да се преодолее това ограничение, са разработени допълнителни методи за поддържане на ток. За тази цел може да се използва инжектиране в плазмата на ускорени неутрални атоми на деутерий или тритий или микровълново лъчение.

В допълнение към тороидалните намотки са необходими допълнителни за управление на плазмения кабел. бобини с полоидно поле. Те представляват пръстеновидни завъртания около вертикалната ос на камерата на токамака.

Токамаци и техните характеристики

Общо в света са построени около 300 токамака. Най-големите от тях са изброени по-долу.

СССР и Русия

Казахстан

Казахстанският токамак за изследване на материалите (KTM) е експериментална термоядрена инсталация за изследване и изпитване на материали в режими на енергийно натоварване, близки до