Що таке "токамак"? Термоядерний реактор відкриє людству нову епоху. Технократичний рух Установка токамак

¦ пристрій для здійснення реакції термоядерного синтезу в гарячій плазмі в квазістаціонарному режимі, причому плазма створюється в тороїдальній камері і її стабілізує магнітне поле. Призначення установки - перетворення внутрішньоядерної енергії в теплову і далі - в електричну. Саме слово «токамак» є абревіатурою від назви «тороїдальна камера магнітна», проте творці установки замінили наприкінці «г» на «к», щоб не викликати асоціацій із чимось магічним.

Атомну енергію (і в реакторі, і в бомбі) людина отримує, поділяючи ядра важких елементів більш легкі. Енергія, що припадає на нуклон, є максимальною для заліза (так званий «залізний максимум»), а т.к. максимум посередині, то енергія виділятиметься не лише при розпаді важких, а й при поєднанні легких елементів. Цей процес називається термоядерним синтезом, він відбувається у водневій бомбі та термоядерному реакторі. Термоядерних реакцій, реакцій синтезу відомо багато. Джерелом енергії можуть бути ті, для яких є недороге паливо, причому можливі два принципово різні шляхи запуску реакції синтезу.

Перший шлях «вибуховий»: частина енергії витрачається на те, щоб привести в необхідний вихідний дуже невелику кількість речовини, відбувається реакція синтезу, енергія, що виділилася, перетворюється на зручну форму. Власне, це воднева бомба, лише вагою міліграм. Як джерело вихідної енергії використовувати атомну бомбу не можна вона не буває «маленькою». Тому передбачалося, що міліметрова таблетка з дейтерій-тритієвого льоду (або скляна сфера зі стиснутою сумішшю дейтерію і тритію) опромінюватиметься з усіх боків лазерними імпульсами. Щільність енергії на поверхні повинна бути при цьому такою, щоб верхній шар таблетки, що перетворився в плазму, виявився нагрітий до температури, при якій тиск на внутрішні шари і сам нагрівання внутрішніх шарів таблетки стануть достатніми для реакції синтезу. При цьому імпульс повинен бути настільки коротким, щоб речовина, що перетворилася за наносекунду в плазму з температурою десять мільйонів градусів, не встигала розлетітися, а тиснула на внутрішню частину таблетки. Ця внутрішня частина стискається до густини, в сто разів більшої, ніж густина твердих тіл, і нагрівається до ста мільйонів градусів.

Другий шлях. Вихідні речовини можна нагріти відносно повільно вони перетворяться на плазму, а потім у неї можна будь-яким способом вводити енергію, аж до досягнення умов початку реакції. Для протікання термоядерної реакції в суміші дейтерію з тритієм і отримання позитивного виходу енергії (коли енергія, що виділилася в результаті термоядерної реакції виявиться більше енергії, витраченої на здійснення цієї реакції), потрібно створити плазму з щільністю хоча б 10 14 частинок/см 3 (10 ? 5 атм.), і нагріти її приблизно до 109 градусів, при цьому плазма стає повністю іонізованою.

Таке нагрівання необхідне, щоб ядра могли зблизитися, незважаючи на кулонівське відштовхування. Можна показати, що для отримання енергії потрібно підтримувати цей стан щонайменше секунду (так званий «критерій Лоусона»). Більш точне формулювання критерію Лоусона добуток концентрації і часу підтримки цього стану має бути близько 10 15 сЧ см 3 . Головна проблема ¦ стійкість плазми: за секунду вона багато разів встигне розширитися, торкнутися стінок камери та охолодитись.

У 2006 міжнародне співтовариство розпочинає будівництво демонстраційного реактора. Цей реактор не буде справжнім джерелом енергії, але він спроектований так, що після нього «якщо все нормально запрацює» можна буде приступити до будівництва «енергетичних», тобто. призначених для включення до енергомережі, термоядерних реакторів. Найбільші фізичні проекти (прискорювачі, радіотелескопи, космічні станції) стають настільки дорогими, що розгляд двох варіантів виявляється не по кишені людству, що навіть об'єднав свої зусилля, тому доводиться робити вибір.

Початок робіт над керованим термоядерним синтезом слід зарахувати до 1950, коли И.Е.Тамм і А.Д.Сахаров дійшли висновку, що реалізувати УТС (керований термоядерний синтез) можна з допомогою магнітного утримання гарячої плазми. На початковому етапі роботи в Україні велися в Курчатівському інституті під керівництвом Л.А.Арцимовича. Основні проблеми можна розділити на дві групи: проблеми нестійкості плазми та технологічні (чистий вакуум, стійкість до опромінення тощо). Перші токамаки були створені в 1954? У 1960-х було показано, що лише за допомогою нагрівання за рахунок пропускання струму («омічного нагріву») не можна довести плазму до термоядерних температур. Найбільш природним шляхом підвищення енергозмісту плазми видавався метод зовнішньої інжекції швидких нейтральних частинок (атомів), але тільки в 1970-х було досягнуто необхідного технічного рівня і поставлено реальні експерименти із застосуванням інжекторів. Зараз найбільш перспективними вважаються нагрівання нейтральних частинок інжекцією та електромагнітним випромінюванням НВЧ-діапазону. У 1988 у Курчатівському інституті збудовано токамак передреакторного покоління Т-15 із надпровідними обмотками. З 1956 року, коли під час візиту М.С.Хрущова до Великобританії І.В.Курчатов повідомив про проведення цих робіт у СРСР. роботи у цій галузі ведуться разом кількома країнами. У 1988 СРСР, США, Європейський Союз та Японія розпочали проектування першого експериментального реактора-токамака (установка будуватиметься у Франції).

Розміри спроектованого реактора 30 метрів у діаметрі при 30-метровій висоті. Очікуваний термін спорудження цієї установки - вісім років, а термін експлуатації - 25 років. Об'єм плазми в установці - близько 850 кубічних метрів. Струм у плазмі 15 мегаампер. Термоядерна потужність установки 500 мегават підтримується протягом 400 секунд. Надалі цей час передбачається довести до 3000 секунд, що дозволить проводити на реакторі ІТЕР перші реальні дослідження фізики термоядерного синтезу («термоядерного горіння») у плазмі.

Лук'янов С.Ю. Гаряча плазма та керований ядерний синтез. М., Наука, 1975
Арцимович Л. А., Сагдєєв Р.З. Фізика плазми для фізиків. М., Атоміздат, 1979
Хеглер М., Крістіансен М. Введення в керований термоядерний синтез. М., Світ, 1980
Кілін Дж. Керований термоядерний синтез. М., Світ, 1980
Бойко В.І. Керований термоядерний синтез та проблеми інерційного термоядерного синтезу. Соросівський освітній журнал. 1999 № 6

TOKAMAK(скор. від "тороїдальна камера з магн. котушками") - пристрій для утримання високотемпературної за допомогою сильного магн. поля. Ідея T. була висловлена в 1950 академіками І. Е. Таммом та А. Д. Сахаровим; перші експеримент. Дослідження цих систем почалися в 1956 році.

Принцип пристрою зрозумілий з рис. 1. Плазма створюється в тороїдальної вакуумної камери, яка служить як би єдиним замкнутим витком вторинної обмотки трансформатора. При пропусканні наростаючого у часі струму в первинній обмотці трансформатора 1 усередині вакуумної камери 5 створюється вихрове поздовжнє електротрич. поле. При невеликій початковій газу (зазвичай використовується водень або його ізотопи) відбувається його електрич. пробою та вакуумна камера заповнюється плазмою з наступним наростанням великого поздовжнього струму I p. У совр. великих T. струм у плазмі становить дек. мільйонів ампер. Цей струм створює власне полоидальное (площині поперечного перерізу плазми) магн. поле У q. Крім того, для стабілізації плазми використовується сильне поздовжнє магн. поле У f, що створюється за допомогою спец. обмоток тороїдального магн. поля. Саме комбінацією тороїдального та полоідального магн. полів забезпечується стійке утримання високотемпературної плазми (див. Тороїдальні системи),необхідне для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Мал. 1. Схема токамака: 1 - первинна обмотка трансформатора; 2 -котушки тороїдального магнітного поля; 3 - лайнер, тонкостінна внутрішня камера для вирівнивання тороїдального електричного поля; 4 - Катушки полоідального магнітного поля; 5 - вакуумна камера; б-залізний сердечник (магнітопровід).

Операційні межі. магніт. поле T. досить добре утримує високотемпературну плазму, але лише певних межах зміни її параметрів. Перші 2 обмеження відносяться до струму плазми I pта її порівн. щільності п, Вираженої в одиницях числа частинок (електронів або іонів) в 1 м 3 . Виявляється, що при заданій величині тороїдального магн. поля струм плазми не може перевищувати деякого граничного значення, інакше плазмовий шнур починає звиватися по гвинтовій лінії і врешті-решт руйнується: розвивається т.з. нестійкість зриву струму. Для характеристики граничного струму використовується коеф. запасу qпо гвинтовій нестійкості, що визначається співвідношенням q = 5B j a 2 /RI p. Тут а- малий, R- Великий радіус плазмового шнура, B j - тороїдальне магн. поле, I p- Струм в плазмі (розміри вимірюються в метрах, магн. поле - в теслах, струм - в MA). Необхідною умовою стійкості плазмового шнура є нерівність q>], до-рої зв. к р і т е р і е м К р у с к о л а - Шаф р а н о в а. Експерименти показують, що надійно стійкий режим утримання досягається лише за значеннях .

Для щільності є 2 межі - нижня та верхня. Нижче. межа за щільністю пов'язана з утворенням т.з. прискорених, або електронів, що тікають. При малій щільності частота зіткнень електронів з іонами стає недостатньою для запобігання їх переходу в режим безперервного прискорення в поздовжньому електрич. поле. Прискорені до високих енергій електрони можуть становити небезпеку для елементів вакуумної камери, тому щільність плазми вибирається настільки великою, щоб прискорених електронів не було. З іншого боку, при досить високій щільності режим утримання плазми знову стає нестійким через радіаційні і атомарні процеси на межі плазми, які призводять до звуження струмового каналу і розвитку гвинтової нестійкості плазми. Верх. межа за густиною характеризується безрозмірними параметрами My-раками M=nR/B j і Хьюгела H=nqR/B j (тут порівн. за перерізом щільність електронів nвимірюється в одиницях 1020 частинок/м 3). Для стійкого утримання плазми необхідно, щоб числа Mі Hне перевищували нек-рих критич. значень.

При нагріванні плазми та підвищенні її тиску з'являється ще одна межа, що характеризує максимальне стійке значення тиску плазми, p = n(T e +T i), де Т е, T i-електронна та іонна темп-ри. Ця межа накладається на величину b, рівну відношенню порівн. тиску плазми до тиску магн. поля; спрощене вираження для граничного значення b дається співвідношенням Тройона b c = gI p /aB j , де g-числовий множник, що дорівнює приблизно 3 . 10 -2.

Термоізоляція. Можливість нагрівання плазми до дуже високих темп-р пов'язана з тим, що в сильному магн. поле траєкторії заряджання. частинок виглядають як спіралі, навиті на лінії магн. поля. Завдяки цьому електрони та іони тривалий час утримуються всередині плазми. І тільки за рахунок зіткнень і невеликих флуктуацій електрич. та магн. енергія цих частинок може переноситися до стінок у вигляді теплового потоку. Ці механізми визначають величину дифузійних потоків. Ефективність магн. Термоізоляція плазми характеризується енер-гетич. часом життя т E = W/P, де W-повний енергозміст плазми, a P-Потужність нагріву плазми, необхідна підтримки її у стаціонарному стані. Величину t Eможна розглядати також як характерний час остигання плазми, якщо потужність нагріву раптово вимикається. У спокійній плазмі потоки частинок і тепла до стін камери створюються за рахунок парних зіткнень електронів та іонів. Ці потоки обчислюються теоретично з урахуванням реальних траєкторій зарядів. частинок магн. поле T. Відповідна теорія дифузійних процесів зв. неокласичної (див. Перенесення процесів).В реальній плазмі T. завжди присутні невеликі флуктуації полів і потоків частинок, тому реальні рівні потоків тепла і частинок зазвичай значно перевищують передбачення неокласич. теорії.

Експерименти, проведені багатьох T. разл. форми та розмірів, дозволили підсумовувати результати досліджень механізмів перенесення у вигляді відповідних ем-пірич. залежностей. Зокрема, було знайдено залежність енергетич. часу життя т Eвід осн. параметрів плазми для розл. мод утримання. Ці залежності зв. с к е й л і н г а м і; вони успішно використовуються для передбачення параметрів плазми у нововведених в лад установках.

Самоорганізація плазми. У плазмі T. постійно є слабонелінійні, які впливають на профілі розподілу температури, щільності частинок і щільності струму по радіусу, як би керують ними. Зокрема, до центру. області плазмового шнура дуже часто присутні т.з. пилкоподібні коливання, що відображають процес поступового загострення, що періодично повторюється, і потім різкого сплощення профілю темп-ри. Пилоподібні коливання запобігають контракції струму до магн. осі тора (див. Контракція газового розряду). Крім того, в T. час від часу збуджуються гвинтові моди (т. н. т і р і н г-моди), які поза шнуром спостерігаються у вигляді низькочастотних магн. коливань. Тиринг-моди сприяють встановленню стійкішого розподілу щільності струму радіусом. При недостатньо обережному поводженні з плазмою тиринг-моди можуть нарости настільки, що обурення магн, що викликаються ними. поля руйнують магн. поверхні у всьому обсязі плазмового шнура, магн. конфігурація руйнується, енергія плазми викидається до стінок і струм у плазмі припиняється через її сильне охолодження (див. Тіринг-нестійкості).

Крім цих об'ємних коливань, існують моди коливань, локалізовані на межі плазмового шнура. Ці моди дуже чутливі до стану плазми на самій периферії, їхня поведінка ускладнена атомарними процесами. Зовніш. та внутр. моди коливань можуть сильно впливати на процеси перенесення тепла та частинок, вони призводять до можливості переходу плазми з одного режиму магн. термоізоляції в іншій та назад. Якщо в плазмі T. розподіл часток за швидкостями сильно відрізняється від , виникає можливість для розвитку кінетич. нестійкості. Напр., при народженні великої кількості електронів, що тікають, розвивається т.з. віялова нестійкість, що призводить до трансформації поздовжньої енергії електронів у поперечну. Кінетіч. нестійкості розвиваються також за наявності іонів з високою енергією, що виникають при доповненні. нагрівання плазми.

Нагрів плазми. Плазма будь-якого T. автоматично підігрівається за рахунок джоулева тепла від струму, що протікає по ній. Джоулева енерговиділення достатньо для отримання темп-ри в дек. млн. градусів. Для цілей керованого термоядерного синтезу потрібні температури >10 8 К, тому всі великі T. доповнюються потужними системами нагріву плазми. Для цього використовуються або ел-магн. хвилі розл. діапазонів, або пряма швидких частинок у плазму. Для високочастотного нагріву плазми зручно використовувати резонанси, які відповідають всередину. коливання. процесів у плазмі. Напр., нагрівання іонної компоненти зручно здійснювати діапазоні гармонік циклотронних частот чи осн. іонів плазми, або спеціально підібраних іонів-присадок. Нагрів електронів здійснюється при електронно-циклотронному резонансі.

При нагріванні іонів за допомогою швидких часток використовуються потужні пучки нейтральних атомів. Такі пучки не взаємодіють із магн. полем і глибоко проникають всередину плазми, там вони іонізуються і захоплюються магн. полем T.

За допомогою доповнить методів нагріву темп-ру плазми T. вдається підняти >3·10 8 До, що цілком достатньо для протікання потужної термоядерної реакції. У майбутніх T.-реакторах, що розробляються, нагрівання плазми здійснюватиметься високоенергетичними альфа-частинками, що виникають при реакції злиття ядер дейтерію і тритію.

Стаціонарний токамак. Зазвичай струм у плазмі протікає лише за наявності вихрового електрич. поля, створюваного рахунок збільшення магн. потоку в індукторі. Індукційний механізм підтримки струму обмежений у часі, тому відповідний режим утримання плазми є імпульсним. Однак імпульсний режим не є єдиним можливим, нагрівання плазми може використовуватися і для підтримки струму, якщо поряд з енергією в плазму передається і імпульс, різний для різних компонентів плазми. Неіндукційне підтримання струму полегшується рахунок генерації струму самої плазмою за її дифузійному розширенні до стінкам (бутстрэп-эффект). Бутстреп-ефект був пророкований неокласич. теорією та підтверджений потім експериментально. Експерименти показують, що плазма T. може утримуватися стаціонарно, гол. зусилля по практич. освоєння стаціонарного режиму спрямовані на підвищення ефективності підтримки струму.

Дивертор, управління домішками. Для цілей керованого термоядерного синтезу потрібна чиста плазма на основі ізотопів водню. Щоб обмежити домішка ін. іонів у плазмі, у ранніх T. плазма обмежувалася т.з. л і м і тером (рис. 2, а), Т. е. діафрагмою, що не допускає дотику плазми з великою поверхнею камери. У совр. T. використовується набагато складніша диверторна конфігурація (рис. 2, б), що створюється котушками полоідального магн. поля. Ці котушки необхідні навіть плазми круглого перерізу: з допомогою створюється вертикальна компонента магн. поля, к-раю при взаємодії з осн. Струм плазми не дозволяє плазмовому витку викинутися на стінку у напрямку великого радіусу. У диверторній конфігурації витки полоідального магн. поля розташовані так, щоб переріз плазми був витягнутий у вертикальному напрямку. У цьому замкнуті магн. поверхні зберігаються лише усередині , зовні її силові лінії йдуть усередину диверторних камер, де відбувається нейтралізація потоків плазми, які з осн. обсягу. У диверторних камерах вдається пом'якшити навантаження від плазми на диверторні пластини рахунок доповнить. охолодження плазми при атомарних взаємодіях

Мал. 2. Поперечний розріз плазми круглого перерізу ( а)і вертикально витягнутого з утворенням диверторної конфігурації ( 6): 1-плазма; 2- лімітер; 3 – стінка камери; 4 – сепаратрису; 5-диверторна камера; 6 - діверторні пластини.

Токамак-реактор. Гол. метою досліджень на установках T. є освоєння концепції магн. утримання плазми для створення термоядерного реактора. На T. вдається створити стійку високотемпературну плазму з температурою і щільністю, достатніми для термоядерного реактора; встановлені закономірності для термоізоляції плазми; освоюються методи підтримки струму та управління рівнем домішок. Роботи на T. переходять із фази суто фіз. досліджень у фазу створення експерим. .

Літ.:Арцимович Л. А., Керовані, 2 видавництва, M., 1963; Лук'янов С. Ю., Гаряча плазма та керований ядерний синтез, M., 1975; Кадомцев B. Ст, Токамак plasma як комплекс фізичної системи, L., 1992. Б. Б. Кадомцев.

Токамак (тороїдальна камера з магнітними котушками) - тороїдальна установка для магнітного утримання плазми з метою досягнення умов, необхідних для протікання керованого термоядерного синтезу. Плазма в токамаку утримується не стінами камери, які здатні витримати її температуру лише до певної межі, а спеціально створюваним магнітним полем. Порівняно з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, особливістю токамака є використання електричного струму, що протікає через плазму для створення полоидального поля, необхідного для стиснення, розігріву та утримання рівноваги плазми. Цим він, зокрема, відрізняється від стелатора, що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і полоідальне поля створюються за допомогою магнітних котушок. Але так як нитка плазми є прикладом нестабільної рівноваги, проект токамак поки не реалізований і знаходиться на стадії вкрай дорогих експериментів щодо ускладнення установки.

Ще слід зауважити, що на відміну від реакторів типу, що ділиться (кожен з яких спочатку проектувався і розроблявся окремо у своїх країнах), токамак на даний момент спільно розробляється в рамках міжнародного наукового проекту ITER.

Магнітне поле токамака та потік.

Історія

Поштова марка СРСР, 1987 рік.

Пропозицію про використання керованого термоядерного синтезу для промислових цілей та конкретну схему з використанням термоізоляції високотемпературної плазми електричним полем було вперше сформульовано радянським фізиком О. А. Лаврентьєвим у роботі середини 1950-го року. Ця робота стала каталізатором радянських досліджень з проблеми керованого термоядерного синтезу. А. Д. Сахаров та І. Є. Тамм у 1951 році запропонували модифікувати схему, запропонувавши теоретичну основу термоядерного реактора, де плазма мала б форму тора і утримувалася магнітним полем.

Термін «токамак» був придуманий пізніше Ігорем Миколайовичем Головіним, учнем академіка Курчатова. Спочатку він звучав як "токамаг" - скорочення від слів "тороїдальна камера магнітна", але Н. А. Явлінський, автор першої тороїдальної системи, запропонував замінити "-маг" на "-мак" для благозвучності. Пізніше ця назва була запозичена багатьма мовами.

Перший токамак був збудований у 1955 році, і довгий час токамаки існували тільки в СРСР. Лише після 1968 року, коли на токамаку T-3, побудованому в Інституті атомної енергії ім. І. В. Курчатова під керівництвом академіка Л. А. Арцимовича, було досягнуто температури плазми 10 млн градусів, і англійські вчені зі своєю апаратурою підтвердили цей факт, у який спочатку відмовлялися вірити, у світі почався справжній бум токамаків. Починаючи з 1973 року програму досліджень фізики плазми на токамаках очолив Кадомцев Борис Борисович.

В даний час токамак вважається найбільш перспективним пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення тороїдального магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індуктора у камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора, в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання);

створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним (тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюси сферичної системи координат).

Магнітне поле стискає струм, що протікає через плазму. В результаті утворюється конфігурація, в якій гвинтові магнітні силові лінії обвивають плазмовий шнур. При цьому крок при обертанні в тороїдальному напрямку не збігається з кроком у полоідальному напрямку. Магнітні лінії виявляються незамкненими, вони нескінченно багато разів закручуються навколо тора, утворюючи так звані «магнітні поверхні» тороїдальної форми.

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку обмежено. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоидального поля. Вони є кільцевими витками навколо вертикальної осі камери токамака.

Одного тільки нагрівання за рахунок перебігу струму недостатньо для нагрівання плазми до температури, необхідної для термоядерної реакції. Для додаткового нагрівання використовується мікрохвильове випромінювання на так званих резонансних частотах (наприклад, збігаються з циклотронною частотою або електронів або іонів) або інжекція швидких нейтральних атомів.

Токамаки та їх характеристики

Загалом у світі було збудовано близько 300 токамаків. Нижче перераховані найбільші їх.

СРСР та Росія

Т-3 – перший функціональний апарат.

Т-4 – збільшений варіант Т-3

Т-7 - унікальна установка, в якій вперше у світі реалізована відносно велика магнітна система з надпровідним соленоїдом на базі ніобату олова, що охолоджується рідким гелієм. Головне завдання Т-7 було виконано: підготовлено перспективу для наступного покоління надпровідних соленоїдів термоядерної енергетики.

Т-10 та PLT - наступний крок у світових термоядерних дослідженнях, вони майже однакового розміру, що дорівнює потужності, з однаковим фактором утримання. І отримані результати ідентичні: на обох реакторах досягнуто температури термоядерного синтезу, а відставання за критерієм Лоусона – у 200 разів.

Т-15 - реактор сьогоднішнього дня з надпровідним соленоїдом, що дає поле індукцією 3,6 Тл.

Китай

EAST - розташований у місті Хефей, провінція Аньхой. На токамаку перевищено критерій Лоусона за рівнем запалювання, коефіцієнт виходу енергії - 1,25.

7 мільярдів тенге з бюджету країни, вкладених у будівництво, та 6 років вимушеного простою у пошуках джерел фінансування. Проект казахстанського матеріалознавчого токамака був на межі закриття. Проте ситуація радикально змінилася завдяки новим напрямам міжнародного співробітництва. Журналіст Григорій Беденко побував у Курчатові та спеціально для Infromburo.kz підготував репортаж про перспективи досліджень у галузі керованого термоядерного синтезу.

Трохи історії

У середині XX століття найрозвиненіші країни світу дуже швидко оволоділи атомною енергією і навчилися використовувати її як у військових програмах зброї, так і для отримання великих обсягів теплової та електричної енергії в мирних цілях. Однак процес керованого розпаду атомного ядра виявився вкрай небезпечним для довкілля. Аварії на атомних станціях та колосальна проблема з утилізацією високоактивних відходів позбавили цей вид енергетики перспектив. Тоді ж, у середині століття, вчені висунули гіпотезу про те, що альтернативою може стати керований термоядерний синтез. Фахівці пропонували повторити в земних умовах процеси, що відбуваються в надрах зірок, і навчитися не лише їх контролювати, а й отримувати енергію у необхідних для існування цивілізації кількостях. Як відомо, в основі термоядерного синтезу лежить принцип злиття легких ядер водню у більш важкі з утворенням гелію. При цьому виділяється значно більше енергії, ніж при зворотному процесі, коли ядра важких елементів поділяються на легші з величезним виведенням енергії і утворенням ізотопів різних елементів таблиці Менделєєва. Шкідливих впливів та небезпечних відходів виробництва у термоядерних реакторах немає.

Схема міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER

Цікаво, що сам процес термоядерного синтезу був легко відтворений для збройових програм, проте розробка мирних енергетичних проектів виявилася практично нерозв'язним завданням. Головне для водневої бомби – це, власне, запустити процес синтезу, який відбувається за наносекунди. Але для енергетичного термоядерного реактора потрібні особливі умови. Щоб отримати енергію, необхідно за певний проміжок часу утримати в контрольованому стані високотемпературну плазму – вона розігріта від 10 до 30 мільйонів Цельсія. При утриманні такої плазми створюються фізичні умови для злиття легких ядер дейтерію та тритію у важкі. Причому енергії має виділитися більше, ніж витраченої на розігрів та утримання плазми. Вважається, що одноразовий імпульс із протіканням керованого термоядерного синтезу з позитивним коефіцієнтом енерговиділення повинен тривати не менше 500 секунд. Але за такий час і за таких температур жоден конструкційний матеріал перспективного реактора не витримає. Він просто випарується. І ось над проблемою матеріалознавства вчені всього світу майже безрезультатно б'ються вже понад півстоліття.

Плазма, отримана на казахстанському матеріалознавчому токамаку / Матеріали надані Інститутом атомної енергії НЯЦ РК

Матеріали надано Інститутом атомної енергії НЯЦ РК

Це сильно уповільнене відео показує утворення плазми в казахстанському токамаку (матеріали надані Інститутом атомної енергії НЯЦ РК)

Утворення плазми у КТМ

Що таке токамак та стеларатор?

Абревіатура російська як перша установка була розроблена в Радянському Союзі. Токамак – це тороїдальна камера з магнітними котушками. Тор є тривимірною геометричною фігурою (за формою нагадує бублик, якщо простими словами), а тороїд - тонкий провід, намотаний на каркас у формі тора. Таким чином, високотемпературна плазма в установці утворюється та утримується у формі тора. При цьому головний принцип токамака зводиться до того, що плазма не взаємодіє зі стінками камери, а висить у просторі, яка утримується надпотужним магнітним полем. Схему термоізоляції плазми та метод використання подібних установок у промислових цілях вперше запропонував радянський фізик Олег Олександрович Лаврентьєв. Перший токамак був збудований у 1954 році і довгий час існував тільки в СРСР. Дотепер у світі було збудовано десь близько двох сотень подібних пристроїв. Нині діючі тороїдальні камери для дослідження керованого термоядерного синтезу є в Росії, США, Японії, Китаї та Євросоюзі. Найбільшим міжнародним проектом у цій сфері є ITER (про це трохи згодом). Ініціатором будівництва матеріалознавчого струму в Казахстані був керівник російського Курчатівського інституту академік Євген Павлович Веліхов. З 1975 року він очолював радянську програму керованих термоядерних реакторів. Ідея побудувати установку на колишньому Семипалатинському ядерному полігоні з'явилася 1998 року, коли Веліхов зустрівся із президентом РК Нурсултаном Назарбаєвим.

Схема утримання плазми в стелараторі / Матеріали надані Інститутом атомної енергії НЯЦ РК

Стелатор являє собою альтернативний токамаку тип реактора для здійснення керованого термоядерного синтезу. Винайдений американським астрофізиком Лайманом Спітцером у 1950 році. Назва походить від латинського слова stella (зірка), що вказує на аналогічність процесів усередині зірок та у рукотворній установці. Головна відмінність полягає в тому, що магнітне поле для ізоляції плазми від внутрішніх стін камери повністю створюється зовнішніми котушками, що дозволяє використовувати його в безперервному режимі. Плазма в стелараторі утворюється у формі "м'ятого бублика" і як би закручується. На сьогоднішній день дослідні стеларатори є в Росії, Україні, Німеччині та Японії. До того ж у Німеччині нещодавно запущений найбільший у світі стеллатор Wendelstein 7-X (W7-X).

Казахстанський токамак матеріалознавчий / Григорій Беденко

Це всі дослідницькі установки, - розповідає керівник наукової групи проекту КТM Стелларатор, що відрізняється конфігурацією магнітного поля. У токамаку для утримання плазми застосовується так звана тороїдальна обмотка та зовнішня полоідальна обмотка. А в стелараторі навпаки - там накручена по спіралі обмотка, яка виконує функції і тороїдальної, і полоідальної. Токамак спочатку є імпульсною установкою, а стеларатор – більш стаціонарна установка, тобто перевага закрученої обмотки дозволяє необмежено довго утримувати плазму. Стеларатори розроблялися одночасно з токамаками, і свого часу токамаки вирвалися вперед за параметрами плазми. У всьому світі почалася "хода" токамаків. Але проте стеларатори розвиваються. Вони є в Японії, в Німеччині нещодавно збудували - був введений в експлуатацію Wendelstein 7-X (W7-X). У США є стеларатор. Крім того, є величезна кількість різноманітних дослідницьких установок з магнітним утриманням плазми - це пастки різні. Також є інерційний термоядерний синтез, коли невелика мета нагрівається під впливом лазерного випромінювання. Це такий маленький термоядерний вибух.

Вузли та агрегати верхньої частини установки / Григорій Беденко

І все ж найбільш перспективним як промисловий термоядерний реактор на сьогоднішній день вважається токамак.

Технологічна будівля, в якій знаходиться КТМ / Григорій Беденко

Токамак у Казахстані

Казахстанська установка була побудована до 2010 року на спеціально відведеному майданчику в адміністративній зоні колишнього Семипалатинського полігону – місті Курчатове. Комплекс складається з кількох технологічних будівель, у яких розміщені вузли та агрегати токамака, а також майстерні, приміщення для обробки даних, розміщення персоналу тощо. Проект розробили у Росії з урахуванням Національного центру термоядерних досліджень (Курчатовский інститут). Вакуумну камеру, магнітні котушки та інше проектували та збирали в НДІ електрофізичної апаратури ім. Д.В. Євремова (НДІ ЕФА), автоматику – у Томському політехнічному інституті. Учасниками проекту з російської сторони також стали Всеросійський інститут струмів (НДІ ТВЧ), ТРІНІТІ (Троїцький інститут інноваційних та термоядерних досліджень). Генеральним проектувальником від Казахстану виступило ТОВ "Променергопроект", а безпосередньо монтувало комплекс КПК "Казелектромонтаж". Після завершення всіх робіт КТМ було запущено та дав першу плазму. Потім фінансування проекту згорнули, і токамак на довгі шість років перетворився на дорогий високотехнологічний туристичний об'єкт.

Монтаж обладнання дооснащення КТМ / Григорій Беденко

Друге життя КТМ

Перезавантаження проекту відбулося напередодні ЕКСПО-2017 в Астані. Він чудово стикувався з концепцією Всесвітньої виставки, присвяченої енергії майбутнього. Дев'ятого червня установку знову запустили в присутності великої кількості журналістів. На пуску були присутні російські розробники. Як було заявлено під час урочистого заходу, мета першого етапу фізичного пуску – налагодження та перевірка штатних систем КТМ. Також, за словами керівника Національного ядерного центру РК Ерлана Батирбекова, на базі казахстанського токамака вчені з різних країн зможуть проводити широкий спектр досліджень, у тому числі модернізації існуючих промислових реакторів.

Перетворювач змінного струму для КТМ має футуристичний вигляд / Григорій Беденко

Далі ситуація розвивалася ще сприятливішому руслі. В Астані під час Міністерської конференції та VIII Міжнародного форуму з енергетики Казахстан отримав офіційно запрошення стати асоційованим членом Міжнародної організації ITER. Міжнародний експериментальний термоядерний реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor) створюється групою країн з метою демонстрації можливості комерційного використання термоядерної енергії, а також вирішення фізичних та технологічних проблем у цій сфері. По суті, ITER – це величезний та дуже складний за конструкцією токамак. У проекті беруть участь країни Євросоюзу, Індія, Китай, Південна Корея, Росія, США, Японія і тепер уже й наша країна. Від Казахстану дослідженнями на тему займуться фахівці Національного ядерного центру, НДІ експериментальної та теоретичної фізики КазНУ ім. Аль-Фарабі, Інституту ядерної фізики, Ульбінського металургійного заводу, КазНІПІЕнергопрому та Казелектромашу. ITER буде створено у Франції, за 60 кілометрів від Марселя. Наразі вартість проекту оцінюється у 19 мільярдів євро. Запуск установки заплановано на 2025 рік.

Бауржан Чектибаєв / Григорій Беденко

Бауржан Чектибаєв, керівник наукової групи проекту КТM

10 червня було укладено меморандум про спільне проведення досліджень між ITER та КТМ. У рамках цього договору зараз готується проект із взаємодії з Міжнародною організацією ITER. Вони зацікавлені у нашій установці. Сам собою проект ITER теж не простий, є проблема матеріалів. У рамках проекту ми будемо досліджувати вольфрам та берилій. Певні вузли та деталі ITER будуть виготовлені з цього матеріалу. Ми їх обкатуватимемо. Вся перша стінка реактора ITER буде викладена плитками з вольфраму та берилію. Сама вакуумна камера складається з дивертора, куди стікають потоки плазми, там найбільше напружене місце - 20 МВт на квадратний метр. Там буде вольфрам. Решта першої стінки буде викладена бериллієм.

КТМ - дуже складна з технологічного погляду система / Григорій Беденко

- Чому вITERТож зацікавилися нашим токамаком?

Окрім матеріалознавства, завдання нашої установки – дослідження фізики плазми. КТМ є унікальним з точки зору аспектного відношення. Є такий параметр, один із основних для токамаків - відношення великого радіусу від осі до центру плазми до малого, тобто від осі плазми до її країв. У нас цей параметр дорівнює двом. У тому ж ITER – 3,1. Усі токамаки, які понад 3, є класичними. Є сучасний напрямок токамаків – це сферичні токамаки, у яких аспектне відношення менше 2 – півтора і навіть нижче – круті такі, майже сферичні камери. Наш токамак знаходиться як би в прикордонному положенні, між класичними та сферичними токамаками. Таких установок поки що не було, і тут, гадаю, вестимуться цікаві дослідження на тему поведінки плазми. Такі установки розглядаються як гібридні майбутні реактори, або об'ємні джерела нейтронів.

Нижня частина вакуумної камери КТМ / Фото Григорія Беденка

- Наскільки перспективна співпраця зITER?Чи врятує воно проект?

У 2010 році був пробний пуск на тому обладнанні та з тією готовністю, яка була на той момент. Завдання було - показати, що установка "дихає" - здатна працювати. Того ж десятого року у нас закінчилося фінансування. Потім було шість років простою. Весь цей час ми боролися за бюджет. Раніше його було затверджено 2006-го, і довелося його повністю переглядати. У нас близько 80% обладнання зарубіжне, і в контексті відомих подій у світовій фінансовій системі об'єкт став значно дорожчим, ніж планувалося. 2016-го після коригування бюджету проекту було виділено додаткове фінансування. Установка вже коштувала казахстанському бюджету 7 млрд тенге. Це будівельно-монтажні роботи, виготовлення вакуумної камери та електромагнітної системи.

Науковцям доводиться бути майстрами на всі руки / Григорій Беденко

- Що зараз відбувається? У червні був пробний запуск.

Наразі створення КТМ знаходиться на своїй завершальній стадії. В даний час проводиться монтаж та налагодження основних та допоміжних систем. У нас укладено договір із генеральним підрядником, який виграв тендер. Працюють дві компанії, одна займається будівельно-монтажними роботами, друга – пусконалагоджувальними роботами. "КазІнтелгруп" займається будівельно-монтажними роботами, "Гарант Якості XXI століття" - пусконалагоджувальними. У цьому році планується завершити будівництво установки. Потім до кінця року буде проведено фізичний запуск. У 2018 році установку буде введено в експлуатацію, і розпочнуться повномасштабні експерименти. Протягом 3 років ми плануємо дійти номінальних проектних параметрів, які закладені в установку, і далі вже дослідити матеріали.

Місцями КТМ нагадує корабель прибульців / Фото Григорія Беденка

- А як у вас справи з підбором співробітників?

Більшість молодих фахівців – це випускники казахстанських вишів, з Усть-Каменогорська, Павлодара та Семея. Дехто закінчував російські вузи, наприклад Томський політехнічний університет. Питання з кадрами стоїть гостро. За проектом має бути близько 120 осіб, працюють 40 осіб. Наступного року, коли комплекс буде введено в експлуатацію, тоді буде набір. Але знайти фахівців у цьому напрямі – це окреме непросте завдання.

Дмитро Ольховик, начальник відділу систем автоматизації експериментів КТМ

Особливість КТМ в тому, що в ньому є поворотно-диверторний пристрій, тобто всі матеріали можна обертати всередині камери. Крім цього, є і транспортно-шлюзовий пристрій. Це дозволяє перезаряджати досліджувані матеріали без розгерметизації вакуумної камери. На інших установках є певні складнощі: якщо розгерметизували камеру, щоб її знову підготувати до нових пусків, необхідні як мінімум тиждень-два. Ми можемо за одну кампанію спокійно замінювати зразки, що досліджуються, при цьому не витрачаючи часу на розгерметизацію. У цьому економічна перевага установки.

Деякі види нового обладнання ще у заводській упаковці / Григорій Беденко

- А як проводитимуться експерименти?

На таких установках на рік проводять дві експериментальні кампанії. Наприклад, проводимо кампанію навесні, потім влітку аналізуємо отримані дані та плануємо подальші експерименти. Друга кампанія проводиться восени. Сама кампанія триває від двох до трьох місяців. На шляху створення енергетичного термоядерного реактора є дві основні проблеми. Перша – відпрацювання технології отримання та утримання плазми, друга – розробити матеріали, ті, які звернені до плазми безпосередньо, тому що плазма високотемпературна. Летять величезні потоки енергії, впливають на матеріал. Матеріал у свою чергу руйнується, розпорошується. І попадання цих частинок у плазму має вкрай негативний ефект. Плазма дуже чутлива до домішок. Вони остуджують плазму і зрештою гасять її. Є ще тема нейтронного на конструкційні матеріали. На нашому токамаку обкатуватимуться матеріали на предмет їхньої теплостійкості. Маються на увазі їх нерозпилюваність та сумісність із плазмою. Як такі матеріали вивчатимуться вольфрам і берилій. Будемо їх відчувати, дивитися, як вони поводяться в умовах високих потоків плазми, таких, як і на ITER.

У КТМ застосовуються струми величезної потужності / Григорій Беденко

– Які роботи проводяться для дооснащення КТМ?

Монтаж технологічних систем для вакуумної системи, системи охолодження. Це дуже складна електроустановка. Щоб отримати магнітне поле, потрібно забрати багато енергії з мережі. Для перетворення енергії існує певний комплекс. Починаючи від системи імпульсного електроживлення - дуже багато використовується несучих трансформаторів, і використовується терристорний перетворювальний комплекс, тобто досить складна система з точки зору експлуатації, управління, і система дуже розподілена. Тобто всі ці роботи зараз виробляються, проводиться налагодження джерел живлення.

Робота дуже копітка / Григорій Беденко

Робота з новим обладнанням КТМ

Подібні установки вимагають дуже багато електроенергії для роботи. КТМ багато споживатиме?

Працюючи в номінальному режимі забір електроенергії з мережі становитиме близько 80-100 МВт. За один експеримент. Є ще штатна система додаткового нагріву, яка також закачуватиме енергію з мережі.

Система подачі живлення на магнітні котушки / Григорій Беденко

Відомо, що в Казахстані у значної частини населення спостерігається радіофобія. Це такі соціально-психологічні наслідки ядерних випробувань. Наскільки безпечними будуть ваші дослідження?

Вважається, що керований термоядерний синтез – це альтернативна екологічно безпечна енергетика. Аварій, подібних до Чорнобильської, Фукусімської тощо, тут просто фізично не може статися. Найсерйозніше, що може статися, - це розгерметизація вакуумної камери, де відбувається утримання плазми. При цьому відбувається гасіння плазми і витік цих кількох грамів термоядерного палива, яке знаходилося в камері.

Верхня частина установки / Григорій Беденко

І ще кілька цікавих фактів про ITER, найбільший в історії подібних досліджень міжнародний проект, який наші фахівці покладають великі надії. Як було зазначено вище, ITER - це міжнародна організація, до якої входять понад десяток країн: Росія, Франція, Японія, Китай, Індія, Євросоюз, Канада, США. Цікаво, що внесок кожної країни у проект виробляється як готової продукції. Наприклад, Росія випускає частину кріогенних обмоток на надпровідниках, енергетичне устаткування тощо.

Роботи з налаштування системи подачі харчування на КТМ / Григорій Беденко

ITER - це ще не енергетична установка, вона давати енергію. Це демонстрація технології здійснення плазми з виходом енергії. Після ITER, коли технології будуть відпрацьовані, створять демонстраційний реактор, який вже даватиме енергію. Це відбудеться десь у 40-50-х роках ХХІ століття. Тобто через 100 років після початку досліджень на цю тему.

Пультова КТМ / Григорій Беденко

У проекті ITER закладено близько 500 секунд безперервної роботи. Реактор імпульсний. У принципі передбачається до 1000 сек. - як вийде. Коли всі технології будуть обрані, затверджені матеріали та конструкція, далі створюватиметься DEMO. Вже вирішено, що цей реактор будуватиметься у Японії.

Вузли КТМ / Григорій Беденко

Очевидно, принцип дії енергетичного термоядерного реактора буде таким. Перший елемент, який прийматиме теплову енергію плазми, у собі міститиме канали для теплообміну. Далі все, як на звичайній електростанції - нагрівання теплоносія другого контуру, розкручування турбін та отримання електричної енергії.

Загальний вигляд реакторної зали КТМ / Григорій Беденко

Фізичний пуск ITER буде здійснено у 2025 році. В експлуатацію його введуть у 2028 році. За результатами роботи зокрема розглядається варіант створення гібридних реакторів - де нейтрони від термоядерного синтезу використовуються для розщеплення ядерного палива.

З метою досягнення умов, необхідних для протікання. Плазма в токамаку утримується не стінками камери, які не здатні витримати необхідну для термоядерних реакцій температуру, а спеціально створюваним комбінованим магнітним полем - тороїдальним зовнішнім і полоідальним полем струму, що протікає по плазмовому шнурі. У порівнянні з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, використання електричного струму є головною особливістю струму. Струм у плазмі забезпечує розігрів плазми та утримання рівноваги плазмового шнура у вакуумній камері. Цим токамак, зокрема, відрізняється від стелатора , що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і поля полоидального створюються за допомогою зовнішніх магнітних котушок.

Токамак-реактор зараз розробляється в рамках міжнародного наукового проекту ITER.

Історія

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення тороїдального магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індукторау камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора , в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання);
створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним(тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюсисферичної системи координат).

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку поки обмежено кількома секундами. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоідального поля. Вони є кільцевими витками навколо вертикальної осі камери токамака.

Токамаки та їх характеристики

Загалом у світі було збудовано близько 300 токамаків. Нижче перераховані найбільші їх.

СРСР та Росія

Казахстан

Казахстанський Токамак матеріалознавчий (КТМ) - це експериментальна термоядерна установка для досліджень та випробувань матеріалів у режимах енергетичних навантажень, близьких до