Čo je tokamak? Termonukleárny reaktor otvorí ľudstvu novú éru. Technokratický pohyb Inštalácia Tokamaku

zariadenie na uskutočňovanie termonukleárnej fúznej reakcie v horúcej plazme v kvázistacionárnom režime, pričom plazma vzniká v toroidnej komore a je stabilizovaná magnetickým poľom. Účelom zariadenia je premena vnútrojadrovej energie na teplo a následne na elektrinu. Samotné slovo tokamak je skratkou pre názov toroidná magnetická komora, no tvorcovia inštalácie nahradili písmeno „g“ na konci písmenom „k“, aby nevzbudzovali asociácie s niečím magickým.

Človek získava atómovú energiu (v reaktore aj v bombe) delením jadier ťažkých prvkov na ľahšie. Energia na nukleón je maximálna pre železo (tzv. „železné maximum“) a od r maximálne v strede, potom sa energia uvoľní nielen pri rozpade ťažkých prvkov, ale aj pri kombinácii ľahkých prvkov. Tento proces sa nazýva termonukleárna fúzia a prebieha vo vodíkovej bombe a fúznom reaktore. Existuje mnoho známych termonukleárnych reakcií a fúznych reakcií. Zdrojom energie môžu byť tie, pre ktoré existuje lacné palivo a sú možné dva zásadne odlišné spôsoby spustenia fúznej reakcie.

Prvý spôsob je „výbušný“: časť energie sa minie na uvedenie veľmi malého množstva látky do požadovaného počiatočného stavu, dôjde k syntéznej reakcii a uvoľnená energia sa premení na vhodnú formu. V skutočnosti ide o vodíkovú bombu, ktorá váži iba miligram. Atómovú bombu nemožno použiť ako zdroj počiatočnej energie, nie je „malá“. Preto sa predpokladalo, že milimetrová tableta deutériovo-tríciového ľadu (alebo sklenená guľa so stlačenou zmesou deutéria a trícia) bude ožarovaná zo všetkých strán laserovými impulzmi. Hustota energie na povrchu musí byť taká, aby sa vrchná vrstva tablety, ktorá sa zmenila na plazmu, zahriala na teplotu, pri ktorej tlak na vnútorné vrstvy a zahrievanie vnútorných vrstiev samotnej tablety postačuje na syntézna reakcia. V tomto prípade musí byť pulz taký krátky, aby sa látka, ktorá sa za nanosekundu premenila na plazmu s teplotou desať miliónov stupňov, nestihla rozletieť, ale tlačila na vnútro tablety. Toto vnútro je stlačené na hustotu stokrát väčšiu ako hustota pevných látok a zahriate na sto miliónov stupňov.

Druhý spôsob. Východiskové látky sa môžu zahrievať pomerne pomaly - premenia sa na plazmu a potom sa do nej dá vnášať energia akýmkoľvek spôsobom, kým sa nedosiahnu podmienky na spustenie reakcie. Aby termonukleárna reakcia prebehla v zmesi deutéria a trícia a aby sa získal kladný energetický výdaj (keď je energia uvoľnená v dôsledku termonukleárnej reakcie väčšia ako energia vynaložená na túto reakciu), je potrebné vytvoriť plazmu s hustotou aspoň 10 14 častíc/cm 3 (10 5 atm.) a zahrejte ju na približne 10 9 stupňov, kým sa plazma úplne ionizuje.

Takéto zahrievanie je nevyhnutné, aby sa jadrá mohli k sebe priblížiť, napriek Coulombovmu odpudzovaniu. Dá sa ukázať, že na získanie energie je potrebné tento stav udržať aspoň jednu sekundu (tzv. „Lawsonovo kritérium“). Presnejšia formulácia Lawsonovho kritéria: súčin koncentrácie a času udržania tohto stavu by mal byť rádovo 10 15 cm cm3. Hlavným problémom je stabilita plazmy: za sekundu bude mať čas mnohokrát sa roztiahnuť, dotknúť sa stien komory a vychladnúť.

V roku 2006 medzinárodné spoločenstvo začalo s výstavbou demonštračného reaktora. Tento reaktor nebude skutočným zdrojom energie, ale je navrhnutý tak, aby po ňom, ak bude všetko fungovať dobre, bolo možné začať s výstavbou „energetických“, t.j. termonukleárne reaktory určené na zaradenie do energetickej siete. Najväčšie fyzikálne projekty (urýchľovače, rádioteleskopy, vesmírne stanice) sú také drahé, že zvažovanie dvoch možností sa ukazuje ako nedostupné aj pre ľudstvo, ktoré spojilo svoje sily, a tak si treba vybrať.

Začiatok prác na riadenej termonukleárnej fúzii by sa mal datovať do roku 1950, keď I. E. Tamm a A. D. Sacharov dospeli k záveru, že riadenú termonukleárnu fúziu (CTF) je možné realizovať pomocou magnetického obmedzenia horúcej plazmy. V počiatočnej fáze sa práca v našej krajine vykonávala v Kurchatovskom inštitúte pod vedením L.A. Artsimoviča. Hlavné problémy možno rozdeliť do dvoch skupín: problémy nestability plazmy a technologické problémy (čisté vákuum, odolnosť voči žiareniu atď.) Prvé tokamaky vznikli v rokoch 1954-1960, v súčasnosti je na svete vyrobených viac ako 100 tokamakov. V šesťdesiatych rokoch sa ukázalo, že samotné zahrievanie prechodom prúdu („ohmické zahrievanie“) nedokáže priviesť plazmu na teplotu fúzie. Ako najprirodzenejší spôsob zvýšenia energetického obsahu plazmy sa javila metóda externého vstrekovania rýchlych neutrálnych častíc (atómov), no až v 70. rokoch sa dosiahla potrebná technická úroveň a reálne experimenty sa realizovali pomocou vstrekovačov. V súčasnosti sa za najsľubnejšie považuje zahrievanie neutrálnych častíc vstrekovaním a elektromagnetickým žiarením v mikrovlnnej oblasti. V roku 1988 postavil Kurchatovov inštitút predreaktorovú generáciu tokamaku T-15 so supravodivým vinutím. Od roku 1956, keď počas návštevy N. S. Chruščova vo Veľkej Británii I. V. Kurchatov oznámil realizáciu týchto prác v ZSSR. Práce v tejto oblasti vykonávajú spoločne viaceré krajiny. V roku 1988 začali ZSSR, USA, Európska únia a Japonsko projektovať prvý experimentálny reaktor tokamaku (inštalácia bude postavená vo Francúzsku).

Rozmery navrhovaného reaktora sú 30 metrov v priemere a 30 metrov na výšku. Predpokladaná doba výstavby tohto zariadenia je osem rokov a životnosť 25 rokov. Objem plazmy v zariadení je asi 850 metrov kubických. Plazmový prúd 15 megaampérov. Termonukleárny výkon zariadenia je 500 megawattov a udržiava sa 400 sekúnd. V budúcnosti sa očakáva zvýšenie tohto času na 3000 sekúnd, čo umožní uskutočniť prvé skutočné štúdie fyziky termonukleárnej fúzie („termonukleárne spaľovanie“) v plazme v reaktore ITER.

Lukyanov S.Yu. Horúca plazma a riadená jadrová fúzia. M., Nauka, 1975
Artsimovič L.A., Sagdeev R.Z. Fyzika plazmy pre fyzikov. M., Atomizdat, 1979
Hegler M., Christiansen M. Úvod do riadenej fúzie. M., Mir, 1980
Killeen J. Riadená termonukleárna fúzia. M., Mir, 1980
Bojko V.I. Riadená termonukleárna fúzia a problémy inerciálnej termonukleárnej fúzie. Sorosov vzdelávací časopis. 1999, č.6

TOKAMAK(skrátene „toroidná komora s magnetickými cievkami“) - zariadenie na udržiavanie vysokých teplôt pomocou silného magnetu. poliach. Myšlienku T. vyjadrili v roku 1950 akademici I. E. Tamm a A. D. Sacharov; prvé pokusy Výskum týchto systémov sa začal v roku 1956.

Princíp zariadenia je zrejmý z obr. 1. Plazma vzniká v toroidnej vákuovej komore, ktorá slúži ako jediný uzavretý závit sekundárneho vinutia transformátora. Pri prechode prúdu, ktorý sa časom zvyšuje v primárnom vinutí transformátora 1 vo vákuovej komore 5 vzniká vírová pozdĺžna elektrická sila. lúka. Keď počiatočný plyn nie je príliš veľký (zvyčajne sa používa vodík alebo jeho izotopy), vzniká jeho elektrická energia. rozpad a vákuová komora sa naplní plazmou s následným zvýšením veľkého pozdĺžneho prúdu IP. V modernom veľký T. prúd v plazme je niekoľko. miliónov ampérov. Tento prúd vytvára vlastné poloidálne (v rovine prierezu plazmy) magnetické pole. lúka IN q. Okrem toho sa na stabilizáciu plazmy používa silný pozdĺžny magnet. lúka B f, vytvorené pomocou špeciálnych vinutia toroidného magnetu. poliach. Ide o kombináciu toroidných a poloidných magnetov. polia zaisťuje stabilné zadržiavanie vysokoteplotnej plazmy (pozri. Toroidné systémy), potrebné na realizáciu riadená termonukleárna fúzia.

Ryža. 1. Diagram tokamaku: 1 - primárne vinutie transformátovač; 2 - cievky toroidného magnetického poľa; 3 - vložka, tenkostenná vnútorná komora na gravírovaniezníženie toroidného elektrického poľa; 4 - cievkaki poloidálne magnetické pole; 5 - vákuové kamera; b- železné jadro (magnetické jadro).

Prevádzkové limity. Magn. T pole drží vysokoteplotnú plazmu celkom dobre, ale len v určitých medziach zmeny jej parametrov. Prvé 2 obmedzenia platia pre plazmový prúd IP a jej porov. hustota P vyjadrené v jednotkách počtu častíc (elektrónov alebo iónov) na 1 m3. Ukazuje sa, že pre danú hodnotu toroidného magnetu. poli, prúd plazmy nemôže prekročiť určitú hraničnú hodnotu, inak sa plazmová šnúra začne krútiť po špirálovej čiare a nakoniec sa zrúti: tzv. nestabilita prerušenia prúdu. Na charakterizáciu obmedzujúceho prúdu sa používa koeficient. zásob q nestabilitou skrutky, určenou vzťahom q = 5B j a 2 /RI str. Tu A- malý, R- veľký polomer plazmového kábla, B j - toroidný mag. lúka, IP- prúd v plazme (rozmery sú merané v metroch, magnetické pole - v teslach, prúd - v MA). Nevyhnutnou podmienkou stability plazmového stĺpca je nerovnosť q>], tzv. k r i t e r i m K r u-s k a la - Šafranová. Experimenty ukazujú, že spoľahlivo stabilný režim držania sa dosiahne len pri hodnotách .

Pre hustotu existujú 2 limity - dolná a horná. Nižšia Hranica hustoty je spojená s tvorbou tzv. zrýchlené, príp unikajúce elektróny. Pri nízkych hustotách sa frekvencia zrážok elektrónov s iónmi stáva nedostatočnou na to, aby zabránila ich prechodu do režimu kontinuálneho zrýchľovania v pozdĺžnom elektrickom poli. lúka. Elektróny zrýchlené na vysoké energie môžu predstavovať nebezpečenstvo pre prvky vákuovej komory, preto je hustota plazmy zvolená tak vysoká, že neexistujú žiadne zrýchlené elektróny. Na druhej strane, pri dostatočne vysokej hustote sa režim plazmového zadržiavania opäť stáva nestabilným vplyvom žiarenia a atómových procesov na hranici plazmy, čo vedie k zúženiu prúdového kanála a rozvoju špirálovej nestability plazmy. Hore. hranicu hustoty charakterizujú bezrozmerné parametre My-rak M=nR/B j a hugella H=nqR/B j (tu spriemerovaný cez prierez je hustota elektrónov n merané v jednotkách 10 20 častíc/m 3). Pre stabilné zadržiavanie plazmy je potrebné, aby čísla M A H neprekročila určitú kritickú hodnotu hodnoty.

Keď sa plazma zohreje a jej tlak sa zvýši, objaví sa ďalšia hranica, charakterizujúca maximálnu stabilnú hodnotu tlaku plazmy, p = n(T e + T i), Kde T e, T i- elektronické a iónové teploty. Tento limit je stanovený na hodnotu b rovnajúcu sa pomeru cf. tlak plazmy na magnetický tlak. polia; zjednodušený výraz pre limitnú hodnotu b je daný Troyonovým vzťahom b c =gIp/aB j, kde g-číselný faktor rovný približne 3. 10 -2.

Tepelná izolácia. Možnosť ohrevu plazmy na veľmi vysoké teploty je spôsobená tým, že v silnom magnetickom poli. pole trajektórie nabíjania častice vyzerajú ako špirály navinuté na magnetickej línii. poliach. Vďaka tomu sú elektróny a ióny dlho zadržiavané vo vnútri plazmy. A to len v dôsledku kolízií a malých elektrických výkyvov. a mag. polia, energia týchto častíc sa môže prenášať na steny vo forme tepelného toku. Rovnaké mechanizmy určujú veľkosť difúznych tokov. Magnetická účinnosť tepelná izolácia plazmy sa vyznačuje energiou. život tE = W/P, Kde W-celkový energetický obsah plazmy, a P- plazmový vykurovací výkon potrebný na jeho udržanie v stacionárnom stave. Hodnota t E možno tiež považovať za charakteristickú dobu chladenia plazmy, ak sa náhle vypne vykurovací výkon. V tichej plazme vznikajú toky častíc a tepla k stenám komory v dôsledku párových zrážok elektrónov a iónov. Tieto toky sú vypočítané teoreticky s prihliadnutím na skutočné trajektórie náboja. častíc na mag. pole T. Zodpovedajúca teória difúznych procesov je tzv. neoklasicistický (pozri Migračné procesy V reálnej plazme T. sú vždy malé fluktuácie polí a tokov častíc, preto reálne úrovne tepla a tokov častíc zvyčajne výrazne prevyšujú predpovede neoklasických. teórie.

Experimenty uskutočnené na mnohých T. decomp. tvarov a veľkostí, umožnilo zhrnúť výsledky štúdií transferových mechanizmov vo forme zodpovedajúcich empirických štúdií. závislosti. Zistili sa najmä energetické závislosti. život t E z hlavnej parametre plazmy pre dekomp. držať mod. Tieto závislosti sú tzv s k e l i n g a m i; úspešne sa používajú na predpovedanie parametrov plazmy v novo uvádzaných zariadeniach.

Samoorganizácia plazmy. V plazme T. sú vždy slabo nelineárne, ktoré ovplyvňujú profily rozloženia teploty, hustoty častíc a hustoty prúdu po polomere, akoby ich riadili. Najmä do centra. oblasti plazmovej šnúry sú veľmi často prítomné tzv. pílovité kmity, odrážajúce periodicky sa opakujúci proces postupného zhoršovania a následne prudkého sploštenia teplotného profilu. Oscilácie v tvare rampy zabraňujú kontrakcii prúdu do magnetu. os torusu (pozri kontrakcia výtoku plynu). Okrem toho sa v T. z času na čas vybudia špirálové módy (tzv. t i r i n g módy), ktoré sú pozorované mimo šnúry vo forme nízkofrekvenčných magnetických vĺn. váhanie. Režimy únavy prispievajú k vytvoreniu stabilnejšieho rozloženia hustoty prúdu pozdĺž polomeru. Ak sa s plazmou zaobchádza nedostatočne opatrne, režimy trhania môžu narásť tak silno, že môžu spôsobiť magnetické rušenie polia ničia magnety. povrchy v celom objeme plazmovej šnúry, magnetické. konfigurácia sa zničí, energia plazmy sa uvoľní na steny a prúd v plazme sa zastaví v dôsledku jej silného ochladenia (viď. Nestabilita roztrhnutia).

Okrem týchto objemových oscilácií existujú oscilačné režimy lokalizované na hranici plazmového stĺpca. Tieto módy sú veľmi citlivé na stav plazmy na samom okraji, ich správanie je komplikované atómovými procesmi. Ext. a vnútorné vibračné režimy môžu silne ovplyvňovať procesy prenosu tepla a častíc, vedú k možnosti prechodu plazmy z jedného magnetického režimu. tepelná izolácia do druhého a späť. Ak je v plazme T. distribúcia rýchlosti častíc veľmi odlišná od , potom vzniká možnosť rozvoja kinetiky. nestability. Napríklad pri zrode veľkého množstva rozbehnutých elektrónov, tzv nestabilita ventilátora, čo vedie k premene pozdĺžnej energie elektrónov na energiu priečnu. Kinetický. nestability sa tiež vyvíjajú v prítomnosti vysokoenergetických iónov, ktoré vznikajú, keď sa dopĺňajú. zahrievanie plazmy.

Plazmový ohrev. Plazma akéhokoľvek T. sa automaticky zahrieva Joulovým teplom z prúdu, ktorý ňou preteká. Uvoľnenie energie Joule je dostatočné na dosiahnutie teploty niekoľkých. miliónov stupňov Pre účely riadenej termonukleárnej fúzie sú potrebné teploty >10 8 K, preto sú všetky veľké T. doplnené výkonnými systémami plazmový ohrev. Na tento účel sa používajú buď elektrické magnety. vlny rozložené dosah, alebo nasmerovať rýchle častice do plazmy. Pre vysokofrekvenčný ohrev plazmy je vhodné použiť rezonancie, ktoré zodpovedajú interným. oscilovať procesy v plazme. Napríklad je vhodné ohrievať iónovú zložku v rozsahu harmonických cyklotrónových frekvencií alebo bázických. plazmové ióny alebo špeciálne vybrané aditívne ióny. Elektróny sa zahrievajú elektrónovou cyklotrónovou rezonanciou.

Pri zahrievaní iónov rýchlymi časticami sa zvyčajne používajú silné lúče neutrálnych atómov. Takéto lúče neinteragujú s magnetizmom. poli a prenikajú hlboko do plazmy, kde sú ionizované a zachytené magnetizmom. pole T.

Pomocou prídavných metód ohrevu je možné zvýšiť teplotu plazmy T. na > 3·10 8 K, čo je úplne dostatočné na to, aby prebehla silná termonukleárna reakcia. V budúcich vyvíjaných T.-reaktoroch bude ohrev plazmy vykonávaný vysokoenergetickými alfa časticami vznikajúcimi pri fúznej reakcii jadier deutéria a trícia.

Stacionárny tokamak. Typicky prúd prúdi v plazme iba v prítomnosti vírivého elektrického prúdu. pole vytvorené zvýšením magnetického poľa. prietok v induktore. Indukčný mechanizmus na udržiavanie prúdu je časovo obmedzený, takže zodpovedajúci režim zadržiavania plazmy je pulzný. Pulzný režim však nie je jediný možný, na udržanie prúdu je možné použiť aj ohrev plazmy, ak sa spolu s energiou prenesie do plazmy aj pulz, ktorý je pre rôzne zložky plazmy odlišný. Udržiavanie neindukčného prúdu je uľahčené vďaka generovaniu prúdu samotnou plazmou počas jej difúznej expanzie smerom k stenám (bootstrap efekt). Bootstrap efekt predpovedali neoklasickí vedci. teória a následne potvrdená experimentálne. Experimenty ukazujú, že plazma T. môže byť udržiavaná stacionárne a Ch. úsilie prakticky rozvoj stacionárneho režimu je zameraný na zvýšenie efektívnosti bežnej údržby.

Prepínač, kontrola nečistôt. Na účely riadenej termonukleárnej fúzie je potrebná veľmi čistá plazma na báze izotopov vodíka. Na obmedzenie prímesí iných iónov v plazme sa v ranej T. plazma obmedzila na tzv. l i m i t e r o m (obr. 2, A) t.j. membrána, ktorá zabraňuje kontaktu plazmy s veľkým povrchom komory. V modernom T. sa používa oveľa zložitejšia konfigurácia divertoru (obr. 2, b), vytvorených cievkami poloidných magnetov. poliach. Tieto cievky sú potrebné aj pre plazmu s okrúhlym prierezom: s ich pomocou vzniká vertikálna magnetická zložka. polia, hrany pri interakcii s hlav. plazmový prúd neumožňuje vrhanie plazmovej cievky na stenu v smere veľkého polomeru. V konfigurácii divertoru sú otáčky poloidného magnetu. polia sú umiestnené tak, že plazmový prierez je predĺžený vo vertikálnom smere. Zároveň uzavreté magnetické povrchy sú zachované iba vo vnútri, zvonku jeho siločiary smerujú do komôr divertoru, kde sa neutralizujú prúdy plazmy prúdiace z hlavnej. objem. V divertorových komorách je možné zmäkčiť záťaž z plazmy na divertorových doskách vďaka prídavku. ochladzovanie plazmy počas atómových interakcií.

Ryža. 2. Prierez plazmou s kruhovým prierezom ( A) a vertikálne predĺžené, aby vytvorili konfiguráciu odvádzača ( 6): 1-plazma; 2- obmedzovač; 3 - stena komory; 4 - separatrix; 5-divertorová komora; 6 - odvádzacie dosky.

Reaktor Tokamak. Ch. Cieľom výskumu T. inštalácií je osvojenie si pojmu magnetická. Plazmový obal pre stvorenia fúzny reaktor. Na T. je možné vytvoriť stabilnú vysokoteplotnú plazmu s teplotou a hustotou dostatočnou pre termonukleárny reaktor; boli stanovené zákony pre tepelnú izoláciu plazmy; sú zvládnuté metódy udržiavania prúdu a kontroly úrovne nečistôt. Práca na T. prechádza z čisto fyzickej fázy. výskum vo fáze vytvárania experimentov. .

Lit.: Artsimovich L. A., Managed, 2. vydanie, M., 1963; Lukyanov S. Yu., Horúca plazma a riadená jadrová fúzia, M., 1975; Kadomtsev B.V., Tokamak plasma a complex Physical system, L., 1992. B. B. Kadomcev.

Tokamak (toroidná komora s magnetickými cievkami) je toroidné zariadenie na magneticky obmedzujúce plazmu, aby sa dosiahli podmienky potrebné na to, aby došlo k riadenej termonukleárnej fúzii. Plazma v tokamaku je držaná nie stenami komory, ktoré znesú jej teplotu len do určitej hranice, ale špeciálne vytvoreným magnetickým poľom. V porovnaní s inými inštaláciami, ktoré využívajú magnetické pole na obmedzenie plazmy, je vlastnosťou tokamaku použitie elektrického prúdu prúdiaceho cez plazmu na vytvorenie poloidálneho poľa potrebného na stlačenie, zohriatie a udržanie rovnováhy plazmy. Tým sa líši najmä od stelarátora, ktorý je jednou z alternatívnych schém zadržiavania, v ktorých sa pomocou magnetických cievok vytvárajú toroidné aj poloidné polia. Ale keďže plazmové vlákno je príkladom nestabilnej rovnováhy, projekt tokamaku ešte nebol realizovaný a je v štádiu extrémne drahých experimentov, ktoré skomplikujú inštaláciu.

Treba tiež poznamenať, že na rozdiel od štiepnych reaktorov (každý z nich bol pôvodne navrhnutý a vyvinutý samostatne vo vlastných krajinách), tokamak sa v súčasnosti vyvíja spoločne v rámci medzinárodného vedeckého projektu ITER.

Magnetické pole tokamaku a tok.

Príbeh

Poštová známka ZSSR, 1987.

Návrh na využitie riadenej termonukleárnej fúzie na priemyselné účely a špecifickú schému využívajúcu tepelnú izoláciu vysokoteplotnej plazmy elektrickým poľom prvýkrát sformuloval sovietsky fyzik O. A. Lavrentiev v práci v polovici 50. rokov. Táto práca slúžila ako katalyzátor sovietskeho výskumu problému riadenej termonukleárnej fúzie. A.D. Sacharov a I.E. Tamm v roku 1951 navrhli úpravu schémy a navrhli teoretický základ pre termonukleárny reaktor, kde by plazma mala tvar torusu a bola by zadržaná magnetickým poľom.

Termín „tokamak“ zaviedol neskôr Igor Nikolajevič Golovin, študent akademika Kurčatova. Spočiatku to znelo ako „tokamag“ - skratka pre slová „toroidná magnetická komora“, ale N.A. Yavlinsky, autor prvého toroidného systému, navrhol nahradiť „-mag“ za „-mac“ pre eufóniu. Neskôr si toto meno požičali mnohé jazyky.

Prvý tokamak bol vyrobený v roku 1955 a tokamaky dlho existovali iba v ZSSR. Až po roku 1968, kedy na tokamaku T-3, postavenom v Ústave atómovej energie. I.V.Kurčatova pod vedením akademika L.A.Arssimoviča bola dosiahnutá teplota plazmy 10 miliónov stupňov a anglickí vedci svojimi prístrojmi túto skutočnosť potvrdili, čomu spočiatku odmietali uveriť, vo svete začal skutočný boom tokamaku. Od roku 1973 viedol výskumný program fyziky plazmy na tokamakoch Boris Borisovič Kadomtsev.

V súčasnosti je tokamak považovaný za najperspektívnejšie zariadenie na realizáciu riadenej termonukleárnej fúzie.

Zariadenie

Tokamak je toroidná vákuová komora, na ktorej sú navinuté cievky, aby sa vytvorilo toroidné magnetické pole. Vzduch sa najskôr odčerpá z vákuovej komory a potom sa naplní zmesou deutéria a trícia. Potom sa pomocou induktora vytvorí v komore vírivé elektrické pole. Induktor je primárne vinutie veľkého transformátora, v ktorom je komora tokamaku sekundárnym vinutím. Elektrické pole spôsobí tok prúdu a zapálenie plazmovej komory.

Prúd pretekajúci plazmou plní dve úlohy:

ohrieva plazmu rovnakým spôsobom ako ktorýkoľvek iný vodič (ohmický ohrev);

vytvára okolo seba magnetické pole. Toto magnetické pole sa nazýva poloidálne (to znamená, že je nasmerované pozdĺž čiar prechádzajúcich cez póly sférického súradnicového systému).

Magnetické pole stláča prúd pretekajúci plazmou. V dôsledku toho sa vytvorí konfigurácia, v ktorej špirálové magnetické siločiary „skrútia“ plazmový kábel. V tomto prípade sa krok počas rotácie v toroidnom smere nezhoduje s krokom v poloidálnom smere. Magnetické čiary sa ukážu ako neuzavreté, nekonečne veľakrát sa krútia okolo torusu a vytvárajú takzvané „magnetické povrchy“ toroidného tvaru.

Prítomnosť poloidálneho poľa je nevyhnutná pre stabilné zadržiavanie plazmy v takomto systéme. Keďže vzniká zvyšovaním prúdu v induktore a nemôže byť nekonečný, je čas stabilnej existencie plazmy v klasickom tokamaku obmedzený. Na prekonanie tohto obmedzenia boli vyvinuté ďalšie metódy udržiavania prúdu. Na tento účel možno použiť vstrekovanie zrýchlených neutrálnych atómov deutéria alebo trícia alebo mikrovlnné žiarenie do plazmy.

Okrem toroidných cievok sú na ovládanie plazmového kábla potrebné ďalšie cievky poloidálneho poľa. Sú to prstencové otočky okolo zvislej osi komory tokamaku.

Samotné zahrievanie v dôsledku toku prúdu nestačí na zahriatie plazmy na teplotu potrebnú pre termonukleárnu reakciu. Na dodatočný ohrev sa používa mikrovlnné žiarenie na takzvaných rezonančných frekvenciách (napríklad zhodujúcich sa s cyklotrónovou frekvenciou buď elektrónov alebo iónov) alebo vstrekovanie rýchlych neutrálnych atómov.

Tokamaky a ich vlastnosti

Celkovo bolo na svete vyrobených asi 300 tokamakov. Najväčšie z nich sú uvedené nižšie.

ZSSR a Rusko

T-3 je prvé funkčné zariadenie.

T-4 - zväčšená verzia T-3

T-7 je unikátna inštalácia, v ktorej je prvýkrát na svete implementovaný pomerne veľký magnetický systém so supravodivým solenoidom na báze cíničitanu chladeného tekutým héliom. Hlavná úloha T-7 bola dokončená: bola pripravená perspektíva ďalšej generácie supravodivých solenoidov pre termonukleárnu energiu.

T-10 a PLT sú ďalším krokom vo svetovom termonukleárnom výskume, majú takmer rovnakú veľkosť, rovnaký výkon, s rovnakým faktorom zadržania. A získané výsledky sú identické: v oboch reaktoroch bola dosiahnutá teplota termonukleárnej fúzie a oneskorenie podľa Lawsonovho kritéria bolo 200-násobné.

T-15 je súčasný reaktor so supravodivým solenoidom poskytujúcim indukčné pole 3,6 Tesla.

Čína

VÝCHOD – nachádza sa v meste Hefei v provincii Anhui. Na tokamaku bolo prekročené Lawsonovo kritérium pre úroveň vznietenia, výstupný energetický koeficient bol 1,25

7 miliárd tenge z rozpočtu krajiny investovaných do výstavby a 6 rokov nútených odstávok pri hľadaní zdrojov financovania. Kazašský projekt tokamaku materiálovej vedy bol na pokraji uzavretia. Situácia sa však radikálne zmenila vďaka novým smerom medzinárodnej spolupráce. Novinár Grigory Bedenko navštívil Kurčatov a špeciálne pre Infromburo.kz pripravil správu o perspektívach výskumu v oblasti riadenej termonukleárnej fúzie.

Trochu histórie

Najvyspelejšie krajiny sveta si v polovici 20. storočia veľmi rýchlo osvojili atómovú energiu a naučili sa ju využívať ako vo vojenských zbrojných programoch, tak aj na výrobu veľkých objemov tepelnej a elektrickej energie na mierové účely. Proces riadeného rozpadu atómového jadra sa však ukázal ako mimoriadne nebezpečný pre životné prostredie. Nehody v jadrových elektrárňach a obrovský problém likvidácie vysokoaktívneho odpadu pripravili tento druh energie o perspektívu. Potom, v polovici storočia, vedci vyslovili hypotézu, že alternatívou by mohla byť riadená termonukleárna fúzia. Odborníci navrhli zopakovať v pozemských podmienkach procesy prebiehajúce v hlbinách hviezd a naučiť sa ich nielen ovládať, ale aj získavať energiu v množstve potrebnom na existenciu civilizácie. Ako je známe, termonukleárna fúzia je založená na princípe fúzie ľahkých vodíkových jadier na ťažšie za vzniku hélia. V tomto prípade sa uvoľní oveľa viac energie ako pri spätnom procese, keď sa jadrá ťažkých prvkov rozdelia na ľahšie s obrovským uvoľňovaním energie a tvorbou izotopov rôznych prvkov periodickej tabuľky. V termonukleárnych reaktoroch nevznikajú žiadne škodlivé účinky ani nebezpečný odpad z výroby.

Schéma medzinárodného experimentálneho termonukleárneho reaktora ITER

Je zvláštne, že samotný proces termonukleárnej fúzie bol celkom ľahko obnovený pre zbrojné programy, ale vývoj mierových energetických projektov sa ukázal ako takmer nemožná úloha. Hlavnou vecou pre vodíkovú bombu je v skutočnosti spustenie procesu fúzie, ktorý prebieha v nanosekundách. Ale výkonný termonukleárny reaktor vyžaduje špeciálne podmienky. Na získanie energie je potrebné udržiavať vysokoteplotnú plazmu určitý čas v riadenom stave – zohreje sa od 10 do 30 miliónov stupňov Celzia. Obmedzením takejto plazmy sa vytvárajú fyzikálne podmienky na fúziu ľahkých jadier deutéria a trícia na ťažké jadrá. Okrem toho by sa malo uvoľniť viac energie, ako sa vynaložilo na zahrievanie a uzavretie plazmy. Predpokladá sa, že jeden impulz s riadenou termonukleárnou fúziou s kladným koeficientom uvoľňovania energie by mal trvať aspoň 500 sekúnd. Ale taký čas a pri takých teplotách to nevydrží ani jeden konštrukčný materiál perspektívneho reaktora. Jednoducho sa vyparí. A vedci z celého sveta bojujú s problémom materiálovej vedy už viac ako pol storočia takmer bezvýsledne.

Plazma získaná v Kazašskom materiálovom tokamaku / Materiály poskytnuté Ústavom atómovej energie Národného jadrového centra Kazašskej republiky

Materiály poskytnuté Ústavom atómovej energie NNC RK

Toto veľmi spomalené video ukazuje tvorbu plazmy v kazašskom tokamaku (materiály poskytnuté Ústavom atómovej energie Národného jadrového centra Kazašskej republiky)

Tvorba plazmy pri CFT

Čo je tokamak a stelarátor?

Skratka je ruská, keďže prvá inštalácia bola vyvinutá v Sovietskom zväze. Tokamak je toroidná komora s magnetickými cievkami. Torus je trojrozmerný geometrický obrazec (jednoduchými slovami v tvare šišky) a toroid je tenký drôt navinutý okolo rámu v tvare torusu. Takto sa v zariadení vytvorí vysokoteplotná plazma a udrží sa v tvare torusu. V tomto prípade je hlavným princípom tokamaku to, že plazma neinteraguje so stenami komory, ale visí v priestore, akoby ju drží supersilné magnetické pole. Schéma tepelnej izolácie plazmy a spôsob použitia takýchto zariadení na priemyselné účely prvýkrát navrhol sovietsky fyzik Oleg Aleksandrovič Lavrentyev. Prvý tokamak bol vyrobený v roku 1954 a dlho existoval iba v ZSSR. Dodnes bolo vo svete vyrobených približne dvesto podobných zariadení. V súčasnosti fungujú toroidné komory na štúdium riadenej termonukleárnej fúzie v Rusku, USA, Japonsku, Číne a Európskej únii. Najväčším medzinárodným projektom v tejto oblasti je ITER (o tom neskôr). Iniciátorom výstavby materiálového tokamaku v Kazachstane bol šéf ruského Kurčatovho inštitútu akademik Evgeny Pavlovič Velikhov. Od roku 1975 viedol sovietsky program riadených fúznych reaktorov. Myšlienka postaviť zariadenie na bývalom jadrovom testovacom mieste Semipalatinsk sa objavila v roku 1998, keď sa Velikhov stretol s prezidentom Kazašskej republiky Nursultanom Nazarbajevom.

Schéma zadržania plazmy v stelarátore / Materiály poskytnuté Ústavom atómovej energie NNC RK

Stelarátor je alternatívnym typom reaktora k tokamaku na uskutočňovanie riadenej termonukleárnej fúzie. Vynašiel ho americký astrofyzik Lyman Spitzer v roku 1950. Názov pochádza z latinského slova stella (hviezda), ktoré označuje podobnosť procesov vo vnútri hviezd a v umelom zariadení. Hlavný rozdiel je v tom, že magnetické pole na izoláciu plazmy od vnútorných stien komory je vytvorené výhradne vonkajšími cievkami, čo umožňuje jeho použitie v kontinuálnom režime. Plazma v stelarátore je vytvorená v tvare „pokrčenej šišky“ a akoby sa krúti. Dnes existujú výskumné stelarátory v Rusku, na Ukrajine, v Nemecku a Japonsku. Okrem toho bol v Nemecku nedávno uvedený na trh najväčší stelarátor na svete Wendelstein 7-X (W7-X).

Kazašský materiálový tokamak / Grigorij Bedenko

Všetko sú to výskumné zariadenia,“ hovorí vedúci vedeckej skupiny projektu KTM.Stellarator sa líši konfiguráciou magnetického poľa. V tokamaku sa na uloženie plazmy používa takzvané toroidné vinutie a poloidné vonkajšie vinutie. Ale v stelarátore je to naopak - špirálovito sa vinie vinutie, ktoré plní funkcie toroidnej aj poloidálnej. Tokamak je spočiatku impulzná inštalácia a stelarátor je stacionárnejšia inštalácia, to znamená, že výhoda skrúteného vinutia vám umožňuje držať plazmu na neurčito. Stellarátory boli vyvinuté v rovnakom čase ako tokamaky a tokamaky sa svojho času ujali vedenia v parametroch plazmy. „Procesia“ tokamakov sa začala po celom svete. Ale napriek tomu sa stelarátory vyvíjajú. Sú dostupné v Japonsku, boli nedávno vyrobené v Nemecku - Wendelstein 7-X (W7-X) bol uvedený do prevádzky. V USA je stelarátor. Okrem toho existuje obrovské množstvo všemožných výskumných zariadení s čiastočne magnetickou plazmou - to sú rôzne pasce. Dochádza aj k inerciálnej termonukleárnej fúzii, kedy je malý terč zahrievaný laserovým žiarením. Toto je taký malý termonukleárny výbuch.

Jednotky a zostavy hornej časti inštalácie / Grigory Bedenko

A predsa je tokamak dnes považovaný za najsľubnejší ako priemyselný termonukleárny reaktor.

Technologická budova, v ktorej KTM sídli / Grigory Bedenko

Tokamak v Kazachstane

Zariadenie v Kazachstane bolo postavené do roku 2010 na špeciálne určenom mieste v administratívnej zóne bývalého testovacieho miesta Semipalatinsk - mesto Kurčatov. Komplex pozostáva z niekoľkých technologických budov, v ktorých sú umiestnené komponenty a zostavy tokamaku, ako aj dielne, miestnosti na spracovanie dát, ubytovanie personálu atď. Projekt bol vyvinutý v Rusku na základe Národného centra pre termonukleárny výskum (Kurčatovov inštitút). Vákuová komora, magnetické cievky atď. boli navrhnuté a zmontované vo Výskumnom ústave elektrofyzikálnych zariadení pomenovanom po ňom. D.V. Evremov (Výskumný ústav EFA), automatizácia - na Tomskom polytechnickom inštitúte. Účastníkmi projektu z ruskej strany boli aj Všeruský inštitút prúdov (NII TVCH), TRINITI (Troitský inštitút inovačného a termonukleárneho výskumu). Generálnym projektantom z Kazachstanu bol Promenergoproekt LLP a priamo bol inštalovaný komplex Kazelektromontazh UPC. Po dokončení všetkých prác sa CTM spustila a vyrobila prvú plazmu. Potom bolo financovanie projektu zastavené a tokamak sa na dlhých šesť rokov zmenil na drahú high-tech turistickú atrakciu.

Montáž vybavenia pre dodatočnú montáž pre KTM / Grigory Bedenko

Druhý život KTM

Projekt bol reštartovaný v predvečer EXPO 2017 v Astane. Dokonale zapadá do konceptu svetovej výstavy venovanej energii budúcnosti. 9. júna bola inštalácia reštartovaná za prítomnosti veľkého počtu novinárov. Pri spustení boli prítomní ruskí vývojári. Ako odznelo počas slávnostného ceremoniálu, účelom prvej fázy fyzického spustenia je odladenie a testovanie štandardných systémov KTM. Podľa vedúceho Národného jadrového centra Kazašskej republiky Erlana Batyrbekova budú vedci z rôznych krajín na základe kazašského tokamaku schopní vykonávať širokú škálu výskumu vrátane modernizácie existujúcich priemyselných reaktorov.

AC menič pre KTM má futuristický vzhľad / Grigory Bedenko

Potom sa situácia vyvinula ešte priaznivejším smerom. V Astane počas ministerskej konferencie a VIII. Medzinárodného energetického fóra dostal Kazachstan oficiálnu pozvánku stať sa pridruženým členom Medzinárodnej organizácie ITER. Medzinárodný termonukleárny experimentálny reaktor vytvára skupina krajín s cieľom demonštrovať možnosť komerčného využitia termonukleárnej energie, ako aj riešiť fyzikálne a technologické problémy v tejto oblasti. ITER je v podstate obrovský a veľmi zložitý tokamak. Na projekte sa podieľajú krajiny Európskej únie, India, Čína, Južná Kórea, Rusko, USA, Japonsko a teraz aj naša krajina. Z Kazachstanu budú výskum na túto tému vykonávať špecialisti z Národného jadrového centra, Výskumného ústavu experimentálnej a teoretickej fyziky Kazašskej národnej univerzity. Al-Farabi, Inštitút jadrovej fyziky, Hutnícky závod Ulba, KazNIPIEnergoprom a Kazelektromash. ITER vznikne vo Francúzsku, 60 kilometrov od Marseille. Aktuálne sa náklady na projekt odhadujú na 19 miliárd eur. Spustenie inštalácie je naplánované na rok 2025.

Baurzhan Chektybaev / Grigorij Bedenko

Baurzhan Chektybaev, vedúci vedeckej skupiny projektu CTM

10. júna bolo uzavreté memorandum o spoločnom výskume medzi ITER a KTM. V rámci tejto dohody sa v súčasnosti pripravuje projekt interakcie s medzinárodnou organizáciou ITER. Majú záujem o našu inštaláciu. Samotný projekt ITER tiež nie je jednoduchý, je tu problém s materiálmi. V rámci projektu budeme študovať volfrám a berýlium. Z tohto materiálu budú vyrobené určité komponenty a časti ITER. Spustíme ich. Celá prvá stena reaktora ITER bude obložená volfrámovými a berýliovými dlaždicami. Samotná vákuová komora sa skladá z prepínača, do ktorého prúdi plazma, tam je najintenzívnejšie miesto - 20 MW na meter štvorcový. Bude tam volfrám. Zvyšok prvej steny bude obložený berýliom.

KTM je z technologického hľadiska veľmi zložitý systém / Grigorij Bedenko

- Prečo dovnútraITERtak zaujem o nas tokamak?

Okrem materiálovej vedy je úlohou našej inštalácie študovať fyziku plazmy. CTM je jedinečná z hľadiska pomeru strán. Existuje taký parameter, jeden z hlavných pre tokamaky - pomer veľkého polomeru od osi k stredu plazmy k malému, to znamená od osi plazmy k jej okrajom. Pre nás je tento parameter rovný dvom. V tom istom ITER - 3.1. Všetky tokamaky, ktorých je viac ako 3 sú klasické. Existuje moderný smer tokamakov - to sú guľové tokamaky, v ktorých je pomer strán menší ako 2 - jeden a pol a ešte nižší - to sú chladné, takmer guľové komory. Náš tokamak sa nachádza akoby v hraničnej polohe medzi klasickými a guľovými tokamakmi. Takéto inštalácie tu ešte neboli a tu sa, myslím, uskutoční zaujímavý výskum správania sa plazmy. Takéto zariadenia sa považujú za hybridné budúce reaktory alebo objemové zdroje neutrónov.

Spodná časť vákuovej komory KTM / Photo by Grigory Bedenko

- Aká sľubná je spolupráca sITER?Zachráni to projekt?

V roku 2010 prebehlo skúšobné spustenie s využitím vybavenia a pripravenosti, ktorá bola v tom čase k dispozícii. Úlohou bolo ukázať, že inštalácia „dýcha“ a je schopná prevádzky. V tom istom desiatom roku nám došli financie. Potom nasledovalo šesť rokov nečinnosti. Celý ten čas sme bojovali o rozpočet. Predtým bol schválený v roku 2006 a musel byť úplne revidovaný. Približne 80 % našich zariadení je zahraničných a v kontexte známych udalostí v globálnom finančnom systéme sa zariadenie výrazne predražilo, ako sa pôvodne plánovalo. V roku 2016 boli po úprave rozpočtu projektu vyčlenené ďalšie financie. Inštalácia už stála kazašský rozpočet 7 miliárd tenge. To zahŕňa stavebné a inštalačné práce, výrobu vákuovej komory a elektromagnetického systému.

Výskumníci musia byť profesionáli / Grigorij Bedenko

- Čo sa teraz deje? V júni bola skúšobná prevádzka.

Teraz je vytvorenie KTM v záverečnej fáze. V súčasnosti prebieha inštalácia a uvedenie do prevádzky hlavných a pomocných systémov. Uzavreli sme zmluvu s generálnym dodávateľom, ktorý vyhral súťaž. Existujú dve spoločnosti, jedna sa zaoberá stavebnými a inštalačnými prácami, druhá - uvádzanie do prevádzky. „KazIntelgroup“ sa zaoberá stavebnými a inštalačnými prácami, „Garantér kvality XXI storočia“ sa zaoberá uvedením do prevádzky. Ukončenie výstavby zariadenia je naplánované na tento rok. Potom pred koncom roka prebehne fyzické spustenie. V roku 2018 bude zariadenie uvedené do prevádzky a začnú sa experimenty v plnom rozsahu. Do 3 rokov plánujeme dosiahnuť nominálne konštrukčné parametre, ktoré sú súčasťou inštalácie, a následne ďalej skúmať materiály.

Na niektorých miestach KTM pripomína mimozemskú loď / Foto Grigory Bedenko

- Ako ste na tom s výberom zamestnancov?

Väčšina mladých odborníkov sú absolventmi kazašských univerzít z Ust-Kamenogorska, Pavlodaru a Semey. Niektorí vyštudovali ruské univerzity, napríklad Tomsk Polytechnic University. Otázka personálu je akútna. Podľa projektu by tam malo byť okolo 120 ľudí, ľudí pracuje 40. V budúcom roku, keď bude areál uvedený do prevádzky, potom bude nábor. Nájsť špecialistov v tejto oblasti je však samostatná a náročná úloha.

Dmitrij Olkhovik, vedúci oddelenia automatizačných systémov experimentov KTM

Zvláštnosťou CFT je to, že má rotačné odvádzacie zariadenie, to znamená, že všetky skúmané materiály sa môžu otáčať vo vnútri komory. Okrem toho je tu aj zariadenie transportnej brány. To umožňuje dobíjať skúmané materiály bez odtlakovania vákuovej komory. Na iných zariadeniach existujú určité ťažkosti: ak bola komora odtlakovaná, je potrebný aspoň týždeň alebo dva na jej opätovnú prípravu na nové štarty. Môžeme jednoducho vymeniť skúšobné vzorky v jednej kampani, bez straty času na odtlakovanie. To je ekonomická výhoda inštalácie.

Niektoré typy nových zariadení sú ešte v originálnom balení / Grigorij Bedenko

- Ako sa budú vykonávať experimenty?

V takýchto zariadeniach sa uskutočňujú dve experimentálne kampane ročne. Napríklad na jar robíme kampaň, potom v lete analyzujeme získané dáta a plánujeme ďalšie experimenty. Druhá kampaň sa uskutoční na jeseň. Samotná kampaň trvá dva až tri mesiace. Na ceste k vytvoreniu energetického fúzneho reaktora sú dva hlavné problémy. Prvým je vývoj technológie na výrobu a zadržiavanie plazmy, druhým je vývoj materiálov, ktoré reagujú priamo na plazmu, pretože plazma je vysokoteplotná. Obrovské prúdy energie lietajú a ovplyvňujú materiál. Materiál je zase zničený a rozptýlený. A vstup týchto častíc do plazmy pôsobí mimoriadne negatívne. Plazma je veľmi citlivá na nečistoty. Ochladzujú plazmu a nakoniec ju uhasia. Je tu aj téma vplyvu neutrónov na konštrukčné materiály. Náš tokamak bude testovať materiály, aby sme určili ich tepelnú odolnosť. To znamená, že sú nestriekateľné a kompatibilné s plazmou. Ako také materiály sa budú študovať volfrám a berýlium. Otestujeme ich, uvidíme, ako sa správajú v podmienkach vysokých tokov plazmy, rovnako ako v ITER.

V KTM / Grigory Bedenko sa používajú obrovské silové prúdy

- Aké práce sa vykonávajú pri dodatočnej montáži KTM?

Montáž technologických systémov pre vákuové systémy, chladiace systémy. Ide o veľmi zložitú elektroinštaláciu. Ak chcete získať magnetické pole, musíte zo siete odobrať veľa energie. Existuje určitý komplex na premenu energie. Počnúc systémom pulzného napájania sa používa veľa nosných transformátorov a používa sa komplex teristorového meniča, to znamená pomerne zložitý systém z hľadiska prevádzky, riadenia a systém je veľmi distribuovaný. To znamená, že všetky tieto práce sa teraz vykonávajú, napájacie zdroje sa upravujú.

Práca je veľmi starostlivá / Grigory Bedenko

Práca s novým zariadením KTM

Takéto zariadenia vyžadujú na prevádzku veľmi veľké množstvo elektriny. Spotrebuje KTM veľa?

Pri prevádzke v nominálnom režime bude odber elektriny zo siete cca 80-100 MW. Na jeden experiment. Nechýba ani štandardný doplnkový vykurovací systém, ktorý bude čerpať energiu aj zo siete.

Systém napájania magnetickej cievky / Grigory Bedenko

Je známe, že v Kazachstane má významná časť populácie rádiofóbiu. Toto sú sociálno-psychologické dôsledky jadrových testov. Ako bezpečný bude váš výskum?

Predpokladá sa, že riadená termonukleárna fúzia je alternatívnym ekologickým zdrojom energie. Nehody ako Černobyľ, Fukušima atď. sa tu jednoducho fyzicky nemôžu stať. Najzávažnejšia vec, ktorá sa môže stať, je odtlakovanie vákuovej komory, kde sa nachádza plazma. V tomto prípade je plazma ochladená a týchto pár gramov termonukleárneho paliva, ktoré bolo v komore, uniká von.

Horná časť inštalácie / Grigory Bedenko

A ešte niekoľko zaujímavostí o ITER, najväčšom medzinárodnom projekte v histórii takéhoto výskumu, do ktorého naši odborníci vkladajú veľké nádeje. Ako už bolo spomenuté vyššie, ITER je medzinárodná organizácia, ktorá zahŕňa viac ako tucet krajín: Rusko, Francúzsko, Japonsko, Čína, India, Európska únia, Kanada a USA. Je zaujímavé, že každá krajina prispieva do projektu vo forme hotových výrobkov. Napríklad Rusko vyrába niektoré kryogénne vinutia založené na supravodičoch, energetických zariadeniach atď.

Práca na nastavení systému napájania na KTM / Grigory Bedenko

ITER ešte nie je energetickým zariadením, nebude poskytovať energiu. Ide o technologickú demonštráciu uskutočniteľnosti výroby plazmy s energetickým výstupom. Po ITER-e, keď sa vyvinú technológie, vznikne demonštračný reaktor, ktorý už bude poskytovať energiu. To sa stane niekde v 40-50 rokoch 21. storočia. Teda 100 rokov po začatí výskumu na túto tému.

Riadiaca miestnosť KTM / Grigorij Bedenko

Projekt ITER má približne 500 sekúnd nepretržitej prevádzky. Pulzný reaktor. V zásade sa poskytuje až 1000 sekúnd. - ako to pôjde? Po výbere všetkých technológií, schválení materiálov a dizajnu nasleduje DEMO. Už bolo rozhodnuté, že tento reaktor bude postavený v Japonsku.

Jednotky KTM / Grigorij Bedenko

Princíp činnosti výkonového termonukleárneho reaktora bude zrejme nasledovný. Prvý prvok, ktorý bude absorbovať tepelnú energiu plazmy, bude v sebe obsahovať kanály na výmenu tepla. Potom je všetko ako v klasickej elektrárni – ohrievanie chladiva sekundárneho okruhu, roztáčanie turbín a výroba elektrickej energie.

Celkový pohľad na reaktorovú halu KTM / Grigorij Bedenko

Fyzické spustenie ITER sa uskutoční v roku 2025. Do prevádzky bude uvedený v roku 2028. Na základe výsledkov práce sa uvažuje o možnosti vytvorenia hybridných reaktorov - kde sa neutróny z termonukleárnej fúzie využívajú na štiepenie jadrového paliva.

Aby sa dosiahli podmienky potrebné na vznik. Plazma v tokamaku je držaná nie stenami komory, ktoré nie sú schopné odolávať teplote potrebnej na termonukleárne reakcie, ale špeciálne vytvoreným kombinovaným magnetickým poľom - toroidným vonkajším a poloidálnym poľom prúdu pretekajúceho plazmou. šnúra. V porovnaní s inými zariadeniami, ktoré využívajú magnetické pole na obmedzenie plazmy, je použitie elektrického prúdu hlavnou črtou tokamaku. Prúd v plazme zabezpečuje ohrev plazmy a udržiavanie rovnováhy plazmového vlákna vo vákuovej komore. Tým sa najmä tokamak odlišuje od stelarátora, ktorý je jednou z alternatívnych zadržiavacích schém, v ktorých sa pomocou vonkajších magnetických cievok vytvárajú toroidné aj poloidné polia.

Reaktor Tokamak sa v súčasnosti vyvíja v rámci medzinárodného vedeckého projektu ITER.

Príbeh

V súčasnosti je tokamak považovaný za najperspektívnejšie zariadenie na realizáciu riadenej termonukleárnej fúzie.

Zariadenie

Tokamak je toroidná vákuová komora, na ktorej sú navinuté cievky, aby sa vytvorilo toroidné magnetické pole. Vzduch sa najskôr odčerpá z vákuovej komory a potom sa naplní zmesou deutéria a trícia. Potom pomocou induktor v komore vzniká vírivé elektrické pole. Induktor je primárne vinutie veľkého transformátora, v ktorom je komora tokamaku sekundárnym vinutím. Elektrické pole spôsobuje tok prúdu a vznietenie v plazmovej komore.

Prúd pretekajúci plazmou plní dve úlohy:

ohrieva plazmu rovnakým spôsobom ako ktorýkoľvek iný vodič (ohmický ohrev);
vytvára okolo seba magnetické pole. Toto magnetické pole sa nazýva poloidálny(to znamená, že sú nasmerované pozdĺž čiar prechádzajúcich cez palice sférický súradnicový systém).

Prítomnosť poloidálneho poľa je nevyhnutná pre stabilné zadržiavanie plazmy v takomto systéme. Keďže vzniká zvyšovaním prúdu v induktore a nemôže byť nekonečný, čas stabilnej existencie plazmy v klasickom tokamaku je stále obmedzený na niekoľko sekúnd. Na prekonanie tohto obmedzenia boli vyvinuté ďalšie metódy udržiavania prúdu. Na tento účel sa môže použiť vstrekovanie do plazmy zrýchlených neutrálnych atómov deutéria alebo trícia alebo mikrovlnné žiarenie.

Okrem toroidných cievok sú potrebné ďalšie na ovládanie plazmového kábla. cievky poloidného poľa. Sú to prstencové otočky okolo zvislej osi komory tokamaku.

Tokamaky a ich vlastnosti

Celkovo bolo na svete vyrobených asi 300 tokamakov. Najväčšie z nich sú uvedené nižšie.

ZSSR a Rusko

Kazachstan

Kazachstan Materials Research Tokamak (KTM) je experimentálne termonukleárne zariadenie na výskum a testovanie materiálov v režimoch energetického zaťaženia blízko