Тороидальная камера с магнитными катушками

Термоядерный синтез – бесконечная энергия

Управляемый термоядерный синтез (УТС) – одна из самых ожидаемых технологий, надо которой работают учёные во всём мире. Возможно, именно она раз и навсегда решит энергетическую проблему в масштабах планеты. И в разработке этой технологии одну из самых заметных ролей играет Институт ядерной физики (ИЯФ) Сибирского отделения РАН, который находится в Академгородке Новосибирска.

Что такое УТС?

Ядра всех атомов состоят из нуклонов (нейтроны и протоны). Они скреплены друг с другом силой, которая в физике называется термином «сильное взаимодействие». Причём, чем больше нуклонов в ядре, тем слабее это сильное взаимодействие.

Если объяснять «на пальцах», то термоядерный синтез – это реакция, при которой количество нуклонов в ядре атома увеличивается. Причём тут продолжает действовать закон сохранения энергии. При увеличении количества нуклонов уменьшается энергия их сильного взаимодействия, но эта энергия не исчезает в никуда – она выделяется в виде тепла.

Выходит, можно построить реактор, в котором протекает термоядерный синтез, и получать энергию – термоядерный реактор. Но для этого нужно полностью изучить природу термоядерного синтеза и научиться ей управлять. Поэтому и говорят – управляемый термоядерный синтез.

Перспективность термоядерного реактора

Термоядерный реактор имеет ряд очевидных преимуществ. Одна из них – практически бесконечное топливо: они будут работать на водороде. Топливо можно получать хоть из обычной морской воды.

Отсюда вытекают и другие плюсы. Один из важнейших – относительная радиационная безопасность. В реакторе будет находиться очень мало радиоактивных веществ. Кроме того, процессы, протекающие в реакторе, не будут слишком бурными, поэтому вероятность аварийного скачка мощности реактора минимальна. Но даже в случае взрыва реактор вряд ли будет разрушен, так что заражение значительной территории от радиоактивных выбросов будет практически исключено.

Более того, отходы термоядерного реактора будут иметь короткий период полураспада, то есть сравнительно быстро перестанут быть опасными. Кроме того, их невозможно будет использовать как компонент для взрывного устройства.

Термоядерный реактор с токамаком

Ещё до того, как в Обнинске была построена первая в мире атомная электростанция, в среде учёных уже начались разговоры о принципиально иных реакторах – термоядерных. И уже тогда стали предприниматься попытки представить, как будет выглядеть такой реактор.

В настоящий момент есть несколько разных теоретических систем устройства термоядерного реактора. Но наиболее близка к практической реализации – квазистационарная система. Она основана на тороидальной камере с магнитными катушками (сокращённо – токамак).

Токамак – это такой металлический бублик, в котором при помощи сильнейшего электромагнитного поля с безумно высокой скоростью движется плазма. Плазма разогревается до температуры где-то в миллион градусов, и начинается синтез. Остаётся только собирать полученные излишки энергии.

Когда построят термоядерный реактор?

Первый экспериментальный токамак был построен в 1954 году в Москве, в Институте атомной энергии имени Курчатова. А уже в 1968 году на токамаке Т-3 прошли первые успешные испытания: учёные смогли нагреть плазму до температуры в 5 миллионов градусов Цельсия и какое-то время её сохранять. Так было положено начало.

В настоящее время в мире построено более 300 токамаков. И если самый первый был диаметром всего 80 сантиметров, то самый современный имеет диаметр уже 16 метров. Этот современный токамак построен для экспериментального прототипа термоядерного реактора ITER (ИТЭР), который находится на юге Франции.

Строительство ИТЭРа

ИТЭР – проект международный, в нём участвуют учёные из десятков стран, включая Россию. Причём системы этого реактора моделировались и отрабатывались под руководством российского физика Василия Андреевича Глухих (кстати, выпускника Томского политеха).

Строится ИТЭР с 2013 года. Предполагаемый срок начала первых экспериментов – 2025 год.

Макет реактора ИТЭР

Сибирский вариант термоядерного реактора

Институт ядерной физики (ИЯФ) Сибирского отделения РАН– один из ключевых участников разработки ИТЭР от России. Но параллельно с работой над ИТЭР учёные из ИЯФ разрабатывают альтернативный вариант термоядерного реактора. Причём сами учёные отмечают, что их проект направлен на создание коммерчески выгодной термоядерной электростанции, в то время как проект ИТЭР преследует чисто научные цели.

Реактор, который разрабатывают в ИЯФ, работает по иной системе: не по квазистационарной, а импульсной. Эта система на сегодняшний день менее проработана теоретически, но обещает ряд преимуществ перед квазистационарной. Главное, импульсный реактор, как предполагается, будет более простым в инженерном плане, будет эффективнее использовать магнитное поле – другими словами, будет более экономичным. В теории звучит очень заманчиво, и вот сейчас в ИЯФ экспериментально проверяют эти теоретические выкладки.

В импульсной системе вместо токамака используется открытая магнитная ловушка. Концепцию этой ловушки в 1953 году впервые предложил советский физик, основатель ИЯФ Герш Будкер. В ней плазма удерживается с помощью магнитного поля в длинной трубе. ИЯФ на сегодняшний день является мировым лидером по производству открытых магнитных ловушек.

Открытая магнитная ловушка

Технологический прорыв

И одна из сложнейших задач при постройке импульсной установки – удержать плазму внутри трубки, чтобы при этом продолжался синтез. В ИЯФ разработали и построили уже целый ряд моделей открытых магнитных ловушек, в которых использовались самые разные варианты решения этой задачи. И вот, похоже, найдено окончательное решение.

Решение заключается в использовании магнитного поля, которое «закручено» в виде винта. Такое магнитное поле одновременно тянет плазму в трубке и вперёд и назад, и в итоге плазма удерживается посередине.

Схема магнитной ловушки с винтовым магнитным полем

Чтобы узнать, действительно ли это решение годится для создания полноценного термоядерного реактора, в конце 2017 года в Новосибирске была запущена экспериментальная установка СМОЛА (Спиральная Открытая Магнитная Ловушка). В данный момент ведутся эксперименты.

СМОЛА, разработанная в Институте ядерной физики Сибирского отделения РАН

Если эксперименты оправдают ожидания новосибирских физиков, то Россия, возможно, станет первой страной, в которой будет построен термоядерный реактор.

Есть у нас физики? Интересно выслушать ваше мнение. Лично я меня есть такое чувство (хоть я не специалист), что в XXI в. сжигать производные нефти для получения энергии — это «каменный век». Академик РАН, Президент Российского научного центра «Курчатовский институт» Е.П. Велихов, Д.ф.-м.н., начальник отдела Троицкого института инновационных и термоядерных исследований, профессор МЭИ С.В. Мирнов Управляемый термоядерный синтез выходит на финишную прямую «Она (эта задача) обязательно будет решена, когда термоядерная энергия будет совершенно необходима человечеству» Академик Л. А. Арцимович 28 июня этого года в термоядерных исследованиях произошло событие, которое, по общему мнению, следовало бы назвать историческим. На встрече в Москве министров шести стран – участников международного проекта Интернационального Термоядерного Экспериментального Реактора – ИТЭР (Европа, Китай, Россия, США, Южная Корея, Япония) – подписано соглашение о совместном строительстве этого реактора в ближайшее десятилетие во Франции. Что мы понимаем под финишной прямой? Очевидно, что у разных людей, вовлеченных в цикл производства энергии, понятие это различается существенным образом. Известно, например, что Эдисон, изобретая электрическое освещение, одновременно изобретал все: лампочку, знаменитый патрон, которым пользуемся по сей день, электросети и даже генераторы электроосветительных подстанций. И, тем не менее, тогда это ему мало помогло – внедрение электрического освещения в повседневную жизнь затянулось чуть ли не на полвека после создания первой лампочки. Не было «совершенной необходимости». Продолжая эту аналогию, можно было бы сказать, что сегодняшние физики-термоядерщики пока еще сосредоточены на проблеме «нити» своей лампочки, полагая, что ее техническое решение и явится тем финишем, после которого они смогут передать дело в руки специалистов, более близких к практической энергетике и ее эксплуатации. А те уже вплотную займутся «патроном и цоколем». Техническое решение «для нити» должно стать ключевым научным итогом проекта ИТЭР. А именно, в нем предполагается осуществить стационарное (длительностью 200 – 1000 секунд) термоядерное горение дейтерий-тритиевой (ДТ) смеси 50/50% – той самой, которую с успехом использовали в водородных бомбах. Разумеется, при этом не будут забыты и проблемы «патрона с цоколем», более того, некоторые работы в этом направлении уже начаты, но основной задачей ИТЭРа остается демонстрация практически стационарной термоядерной реакции. Фигурально выражаясь, задача состоит в том, чтобы «растянуть» термоядерный взрыв с уровня микросекунд в бомбе до часов и дней. Устройства, которые предназначаются для этого, называются магнитными термоядерными реакторами. Основная их функция – с помощью магнитных полей изолировать от материальных стенок реактора ДТ-смесь, нагретую до сверхсолнечных температур (100 млн 0С, а в центре Солнца только около 15 млн 0С!). Вещество при таких сверхзвездных температурах оказывается полностью ионизованным. Это его состояние называют плазмой. Проблема термоизоляции горячей плазмы составляет основную «интригу» исследований в области магнитного удержания на протяжении последних 50 лет. Наибольшие успехи в термоизоляции плазмы были достигнуты за это время на так называемых токамаках – тороидальных камерах с магнитным полем. Их идея была предложена в нашей стране академиками А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом в начале 50-х годов XX века, а техническая реализация, завершившаяся получением первой «высокотемпературной термоядерной плазмы» (Госпремия СССР 1971 года), осуществлена в Курчатовском институте под руководством академика Л. А. Арцимовича в конце 60-х – начале 70-х. Этот успех породил массовое подражание во всем мире. И как часто бывает, ученики превзошли учителей. Уже в конце 70-х годов прошлого столетия в США на токамаке PLT была получена плазма с температурой реакторного масштаба 70 млн 0С. И, наконец, 30 октября 1997 года в одном из экспериментов с ДТ-смесью 50/50% на объединенном европейском токамаке-реакторе JET (Англия) удалось достичь мощности ядерного энерговыделения более 16 МВт, что примерно сравнялось с мощностью плазменных потерь. Этот принципиальный рубеж в исследованиях по управляемому синтезу получил название режима «перевала» – равенства тепловых потерь горячей зоны реактора и энерговыхода реакции термоядерного синтеза. Правда, пока этот рекордный результат получен лишь в переходном импульсном режиме длительностью в секунду. Скажем прямо, это еще только «чирканье» термоядерными спичками. Для энергетического реактора необходим режим стационарного или квазистационарного (многосекундного) горения. Похожие режимы длительностью в десятки секунд уже реализованы в некоторых крупных токамаках, но тепловые потери в них пока еще заметно превышают возможное энерговыделение. А в энергетическом реакторе ядерное энерговыделение должно быть раз в пять выше плазменных потерь. Дело в том, что продуктами ДТ-синтеза являются быстрый нейтрон (14 МэВ, 1 эВ = 1,6·10-19 Дж) и достаточно энергичный (3,6 МэВ) ион 4Не, который в отличие от «свободного» нейтрона «связан» магнитным полем и не может покинуть плазму. Его энергия по мере торможения идет на нагрев плазмы как бы изнутри. Как только мощность этого внутреннего нагрева, составляющая 1/5 от полного ядерного энерговыделения, скомпенсирует тепловые плазменные потери, станет возможным самоподдерживающееся термоядерное горение. При этом системы внешнего нагрева плазмы – пучки нейтральных атомов высоких энергий, ВЧ и СВЧ-генераторы – можно будет отключить, что, несомненно, упростит и удешевит реактор. Этот момент называют «зажиганием». Можно ожидать, что оно произойдет, когда полная тепловая мощность ядерного синтеза достигнет 300 – 500 МВт. Таким образом, следующим логическим шагом программы токамаков становится большой проект, который на основе базовых достижений физики и существующих технологий соединил бы идеи зажигания и стационарного термоядерного горения. Таким проектом и является ИТЭР. ИТЭР Стоимость подобного проекта ориентировочно оценивалась в $10 млрд. С учетом того, что самые крупные токамаки, действовавшие в мире в конце 80-х годов XX века, стоили не более $0,5 млрд, было очевидно, что квазистационарный реактор желательно делать сообща. Идея кооперации была выдвинута нашей страной в 1990 году и поддержана руководством США, Японии и Европейского сообщества. Проекту было дано название Интернациональный Термоядерный Экспериментальный Реактор. Главная задача ИТЭРа заключалась в зажигании и получении квазистационарной (1000 секунд) ДТ-реакции синтеза, которая позволила бы испытать основные функциональные узлы энергетического реактора, в том числе различные варианты модулей для воспроизводства из лития второго компонента топлива – трития. Первая версия проекта была завершена в 1998 году. Разработка его велась объединенным многонациональным коллективом физиков и инженеров. Создание проекта стоило странам-учредителям около $1,5 млрд и пяти лет работ. Работы велись главным образом внутри стран-учредителей. России, с учетом ее трудностей, был засчитан эквивалентный вклад около $200 млн. Реально, к сожалению, было затрачено существенно меньше. Основной поток средств шел в основном на развитие новых и адаптацию известных уникальных технологий (в области сверхпроводимости, материалов, конструкций и т.д.). Это оказало серьезную поддержку нашим инженерам и технологам в трудное время, которое переживает наша наука и техника. В результате впервые в инженерной практике в рамках реально существующих технологий удалось создать проект квазистационарного термоядерного реактора с расчетной тепловой мощностью около 1,5 ГВт. И не только проект. В натуральном виде были сделаны и испытаны некоторые ключевые элементы конструкции. Все чертежи проекта выполнялись по нормам, действующим на Западе, и могли быть там прямо переданы в производство. Предполагаемая стоимость проекта оказалась близка к первоначальной оценке – $7,5 млрд за десять лет – и вызвала волну ожесточенной критики: очень дорого. Штаты предложили уменьшить стоимость в 2 раза. Остальным учредителям идея понравилась, и проектировщики взялись за удешевление. Однако это не спасло четырехсторонний альянс. Конгресс США не продлил участие страны в проекте. Причина – несоответствие проекта государственным интересам США. Четверка учредителей превратилась в тройку. Альянс, между тем, не распался. Проект нового удешевленного ИТЭРа ($5 млрд в новых ценах) был завершен в 2001 году. Как и следовало ожидать, уменьшились размеры и ожидаемые параметры. Поперечный размер горячей зоны сократился с 5,6 до 4 метров, предполагаемая длительность горения уменьшилась в 2,5 раза, до 400 секунд, а мощность – до 500 МВт. Основные цели остались примерно теми же, хотя планки и понизились. Проделанная работа была с удовлетворением принята учредителями (Европа, Япония, Россия) и «положена на полку», где и пролежал без малого четыре года. Решался мучительный вопрос, где строить: в Европе (Франции) или Японии? И Франция, и Япония – страны с мощно развитой атомной энергетикой (60–70% всей производимой в стране электроэнергии). Получить международный проект стоимостью $5 млрд означает для них дать мощный импульс высоким технологиям в своих странах. Очень соблазнительно. За время торга в учредители вступили КНР, Южная Корея и вернулись США. Установился ничейный баланс «3:3» – Европа, Россия, КНР за Францию против Японии, США и Южной Кореи. Вопрос о строительстве ИТЭРа оказался причудливо связан сначала с проблемой мирового лидерства американской науки, потом с поиском отравляющих веществ в Ираке, потом с эмбарго на продажу оружия Китаю… На заключительном этапе переговоров весной этого года в бой вступили политические тяжеловесы: президент Франции и премьер-министр Японии. Финалом споров явился долгожданный консенсус – строить во Франции, но ряд наиболее дорогостоящих заказов и значительная доля в подготовке специалистов передаются Японии. Детали р

Физика токамаков на пальцах

Похоже, пора сделать некий ликбез по физике токамаков и по физикам, видимо, тоже. Идее проведения управляемого термоядерного горения с магнитным удержанием стукнуло 60 лет, и многие задаются вопросом “и где возврат потраченного на исследования?”, “где обещанный источник чистой и дешевой энергии?”. Пришло время посмотреть, какие отмазки у физиков есть сегодня. Я не буду в этой статье затрагивать другие установки, кроме токамаков, но мы взглянем на проблемы нагрева, удержания плазмы, ее нестабильности, проблему бридинга трития, перспективы и даже где-то историю вопроса.

Ликбез

Если взять 2 нейтрона и 2 протона и слепить из них атом гелия мы получим очень много энергии. Просто очень много энергии — с каждого килограмма налепленного гелия — эквивалент сжиганию 10 000 000 килограмм бензина. При такой смене масштаба энергосодержания наша интуиция пасует, и об этом надо помнить, когда придумываешь свой вариант термоядерной установки.

Кстати, на Солнце идет другая термоядерная реакция, невоспроизводимая на Земле.

Наиболее простым путем получить эту энергию является проведение ядерной реакции слияния (или синтеза) D + T -> He4 + n + 17,6 Мэв. К сожалению — в отличии от химических реакций, в пробирке она не идет. Зато неплохо идет, если смесь трития и дейтерия нагреть до 100 млн градусов. При этом атомы начинают летать настолько быстро, что при столкновении по инерции проскакивают зону кулоновского отталкивания и сливаюся в заветный гелий. Энергия выделяется в виде, так сказать, осколков — очень быстрого нейтрона, уносящего 80% энергии, и чуть менее быстрого ядра гелия (альфа-частицы). Разумеется при “рабочей” температуре все вещество — плазма, т.е. атомы существуют отдельно от электронов. Любой осевший электрон будет потерян при первом же столкновении столь энергично движущегося вещества.

На этом месте каждый уважающий себя популяризатор вставляет эту картинку.

Скорость реакции (и соответственно энерговыделение) зависит от двух параметров — температуры, она должна быть не меньше ~50 млн С, а лучше 100-150, и плотности плазмы. Понятно, что в плотной плазме вероятность столкновения атомов дейтерия и трития выше, чем в разряженной.

Основная проблема с такой “реакционной смесью” — она остывает зверским темпом. Настолько зверским, что одной из первых проблем было просто нагреть ее хотя бы на 1 микросекунду до заветных 100 млн. Т.е. вы берете 10 миллиграмм водородной плазмы, прикладываете к ней греющую мощность в 10 мегаватт… а она не нагревается.

Нагрев и чистота плазмы

Закон Вина гласит, что мощность теплового излучения зависит в 4 степени от температуры. К счастью, механизм такого излучения не работает в полностью ионизированной плазме, но до нее еще надо добраться. В ранних экспериментах в какой-то момент подводимая энергия сравнивались с излучаемой, и температура упиралась в т.н. “радиационный барьер”. Прорвавшись сквозь него, исследователи обнаружили, что теперь мешают любые примеси атомов тяжелее углерода — они не ионизируются полностью даже при температуре термоядерного горения, и излучают “за двоих”, а скорее за десятерых. А примеси плазма набирает из всего материального вокруг — нежное прикосновение 10000000 градусного газа — и стенки просто испаряются. Пришлось научится постоянно отводить часть плазмы (на специальное устройство — дивертор) и чистить ее путем просто охлаждения от откачки. Ну и постоянного добавления исходных трития и дейтерия. Это оказалось энергетически дешевле, чем терпеть сотни мегаватт паразитного излучения.

Корейский токамак KSTAR в работе. Светятся самые холодные и грязные части плазмы.

В чистой плазме, путем нагрева с помощью нагрева радиочастотным излучением, инжекцией быстрых нейтральных частиц к концу 70х удалось достичь заветных 100 млн градусов. Но если мы хотим получить установку, дающую электроэнергию, а не жрущую ее в три горла, нам нужно, что бы термоядерная реакция выделяла достаточно энергии, что бы греть саму себя. Вообще говоря, термоядерное горение, может работать отличной грелкой, даже внешний подогрев не понадобится Такой режим называется зажиганием плазмы. Проблема в том, что стоит только утечь чуть большему количеству тепла, чем мы ожидали, наша термоядерная реакция тут же выключается, и все опять мгновенно остывает. Но для контроля мы можем использовать очень небольшую долю притекающего от систем нагрева тепла — в перспективных реакторах хотят добиться режима с 1/50 общей мощности, а в ИТЭР — 1/10. Коэффициент отношения тепловыделения от термоядерной реакции к вкладываемому теплу обозначается буквой Q.

Еще из жизни плазмы: при срыве стабилизации мы видим как касаясь стенок и охлаждаясь плазма быстро теряет тепло.

Что нужно, что бы плазма давала много термоядерного тепла? Как я говорил выше — достаточная плотность, а именно 10^20-10^21 частиц на кубический сантиметр. При этом мощность энерговыделения получится несколько (до 10) мегаватт на кубометр плазмы. Но если мы наращиваем плотность плазмы, то у нас растет ее давление — для нашей цели по плотности и температуры оно составит ~5 атмосфер. Задача удержать такую плазму от разлета и расплавления установки (и заодно прямого теплопереноса на стенки — мы же боремся за каждый джоуль!) — третяя и главная проблема.

Мощность энерговыделения (мегаватт на кубометр) при разных плотностях и температурах.

Магнитное удержание (конфаймент).

На наше счастье плазма взаимодействует с магнитным полем — вдоль его силовых линий двигается, а поперек — практически нет. Если создать такое магнитное поле, в котором нет дырок, то плазма будет кружить в нем вечно. Ну да, пока не остынет, но 100 миллисекунд-то у нас есть!

Самая простая конфигурация такого поля — тор с нанизанными на него катушками, в котором плазма движется по кругу. Именно такая конфигурация была придумана Сахаровым и Таммом в 1951 году и названа ими “токамак”, т.е. тороидальная камера с магнитными катушками. Для создания т.н. вращательного преобразования (при движении по кругу плазма должна вращаться вокруг оси движения, это нужно для того, что бы не происходило разделения зарядов) в плазме надо навести кольцевой ток, благо это сделать несложно, т.к. плазменый тор можно считать витком на трансформаторе, и достаточно изменять ток в “первичной” обмотке, что бы искомый ток появился. Так к тороидальным катушкам добавляется индуктор или центральный соленоид. Полоидальные катушки отвечают за дополнительное подкручивание тороидального поля и управление и таким образом мы получаем итоговый вариант магнитного поля, которое держит плазму. Кроме того, магнитное поле не дает перемещатся плазме поперек тора, что создает сильный перепад температуры от центра к краям. Такое состояние называется магнитный конфаймент.

Примерно так видят ИТЭР теоретики.

Можно строить термоядерную электростанцию? Не совсем….

Как мы помним, давление плазмы составляет 5 атмосфер. Понятно, что давление магнитного поля должно быть не меньше. Однако оказывается, что при сравнимых величинах плазма крайне неустойчива — начинает резко менять форму, завязываться в узлы и выбрасываться на стенки. Есть такое соотношение давления плазмы к давлению магнитного поля, обозначаемое буквой β. Оказывается, что более менее рабочие режимы начинаются с β = 0.05-0.07, т.е. давление магнитного поля должно быть в 15-20 раз выше давления плазмы. Когда в конце 70х годов стало понятно, что это соотношение никак не преодолеть, думаю не один физик-термоядерщик произнес что-то вроде “плазма, бессердечная ты сука”. Именно вот эта необходимость повышать поля в 15-20 раз и поставила крест на идеи “термоядерный реактор в каждый дом”. Дорогая, приглуши термоядерный реактор, медведям жарко.

Модель движения плазмы в токамаке. Плазма сильно турбулентная (возмущенная), и это помогает ей быстрее остывать и нестабильнее себя вести.

Нестабильности

Что означает эта необходимость повысить в 15-20 раз поле по сравнению с мечтами 50х? Ну во-первых это просто невозможно. Изначально токамак виделся с полем 1,5-2 Тесла (и соответствующим давлением плазмы в 10-15 атмосфер) и β=1, а в реальности для удержания такой плазмы нужно было бы поле 30-40 Тесла . Такие поля были не достижимы в 60х, да и сегодня рекорд стационарного поля — 33 тесла в объеме со стакан. Технический предел заложен в ИТЭР: в плазменном объеме — 5-6 Т а на краю — 8-9 Т. Соответственно давление и плотность плазмы в реальной установке меньше, чем в той, что задумывалась в 50х. А раз меньше, то и с подогревом все гораздо хуже. А раз с подогревом хуже, то плазма остывает быстрее и … ну вы поняли.

Однако с утечкой тепла можно бороться очень примитивным методом — увеличивать размер реактора. При этом объем плазмы растет как куб, а площадь поверхности плазмы, через которую утекает энергия — как квадрат. Получается линейное улучшение теплоизоляции. Поэтому если первый токамак в мире имел диаметр в 80 см, а ИТЭР имеет диаметр в ~16 метров и объем в 10000 раз больше. И этого еще маловато для промышленного реактора.

Токомакостроители согласны насчет «мало».

Вообще говоря, термоядерная плазма оказалась на редкость противной субстанцией, в которой постоянно возникала какая-то “жизнь”, какие-то вибрации и колебания, которые обычно не вели ни к чему хорошему. Однако в 82 году были случайно обнаружены нестабильности, которые приводили к резкому (в 2 раза!) уменьшению утечки тепла из тора. Такой режим был назван H-mode и теперь поголовно используется всеми токамаками. Кстати, тот самый кольцевой ток, который создается в плазме для удержания ее в тороидальном поле является источником множества этих самых нестабильностей, в т.ч. очень неприятными бросками плазмы вверх или вниз на стенки. Борьба за устойчивое управление плазмой затянулась где-то лет на 30, и сейчас в ИТЭР, например планируется, что только 5 запусков из 1000 будут заканчиваться срывами управления.

Кстати, в процессе борьбы за стабильность токамаки стали в сечении из круглых вытянутыми вертикально. Оказалось что D-образное сечении плазмы улучшает ее поведение и позволяет повысить бету. Сейчас известно, что самые большие рабочие беты и самые устойчивые плазмы — у сферических токамаков (у них вертикальная вытянутость максимальна к диаметру), относительно нового направления токамакостроения. Возможно их быстрый прогресс приведет к тому, что первая термоядерная электростанция будет снабжена именно такой машиной, а не классическим тором.

Сферический токамак — это новый повод попросить еще денег.

Нейтроны и тритий

Последняя тема, о которой надо рассказать для понимания клубка проблем физики токамака — это нейтроны. Как я говорил, в самой легко достижимой реакции D + T -> He4 + n нейтроны уносят 80% энергии, выделившейся в ходе рождения ядра гелия. Нейтронам плевать на магнитное поле и они разлетаются во всех направлениях. При этом они забирают ту энергию, которую мы расчитывали пустить на нагрев плазмы. Поэтому, кстати, отцы-основатели направления думали больше про реакцию D +D -> p(n) + T(He3), в которой нейтроны уносили бы 15% энергии. Но, к сожалению, для D + D нужна в 10 раз большая температура, в 10 раз большее поле или в 3 раза больший реактор. Так вот, нейтронный поток от термоядерного реактора чудовищен. Он превосходит поток быстрых реакторов в ~сто раз при том же энерговыделении, а главное — нейтроны с энергией 14,6 МэВ на много разрушительнее нейтронов быстрых реакторов с энергией 0,5-1 МэВ.

Это сечение камеры ИТЭР после годовой работы. Циферки — наведенная нейтронами радиация, Зивертов в час. Т.е. в центре 45700 Р/ч. К счастью, довольно быстро спадает.

С другой стороны — нейтроны довольно энергично тормозятся в воде и поглощаются многими материалами, т.е. мы сможем снимать тепловую энергию термоядерного горения не плоской поверхностью, обращенной к плазме, а водяной оболочкой вокруг. Кроме того, энергичные нейтроны легко превратить в большее количество нейтронов с меньшей энергией (пролетая сквозь атом, скажем, бериллия они выбивают из него еще один нейтрон, теряя энергию Be9 + n -> Be8 + 2n. А эти нейтроны поглотить литием с превращением его в тритий. Таким образом снимается вопрос “а где наш реактор возьмем тритий”. В ИТЭР, кстати, будет испытываться аж 6 опытных вариантов бланкета, в котором будет происходить наработка трития из лития. На самообеспечение он, увы, не выйдет, но в перспективе даже эти опытные бланкетные блоки могут закрыть до 10% потребностей ИТЭР.

Проектное изображение опытного бланкета с бридингом (TBM). Не похоже, что такой бланкет сделат термоядерную станцию проще.

Подводя итог

Мораль всего этого — законы природы часто заранее не известны и могут быть довольно коварны. Всего несколько нюансов в поведении плазмы привели к раздутию реактора для получения энергии от настольного прибора к монструозному комплексу стоимостью в 16 миллиардов долларов. Самое интересное, что понимание, как сделать токамак с зажиганием появилось уже в конце 80х, т.е. через 30 лет исследований плазмы. Например, первый проект ИТЭР, созданный в 1996 году был реактором с зажиганием на мощности 1,5 гигаватта тепловых. Однако термоядерная электростанция получалась настолько запредельно сложной, что нужен был очень большой масштаб блока, что бы она окупалась. Ну например 10 гигаватт. И стройка хотя бы 10 таких электростанций, что бы снизить расходы на создание токамакостроительной промышленности. Такие масштабы не вписывались ни в одну энергетику мира, поэтому технология была отложена до лучших времен. Что бы не терять наработки, технологии, людей, политики согласились на минимальное возможное финансирование тематики в виде строительства дорогого международного ИТЭР и десятка исследовательских установок сильно поменьше. Задача этих расходов — иметь возможность быстро (ну хотя бы за 15 лет) вытащить такую энергетическую альтернативу из чулана, если вдруг она когда-то понадобится…

Светлое будущее

Кстати, о готовности технологии. На сегодня максимальный экспериментально достигнутый Q = 0.7 в 1997 на установке JET, а пересчетный (машина работала на дейтерии, а не на дейтерий тритии) на токамаке JT-60U Q = 1.2. В ИТЭР планируется Q=10, а для промышленного реактора 50-100. Чем выше Q, тем экономичнее получается электростанция, но как мы теперь знаем, тем более грандиозны размеры ее реакторной установки, тем более монструозны ее магниты, и тем большей цена отказа любого из 10 миллионов деталей, из которых собирается современный токамак…

P.S. Заходите в мой блог, у меня там некоторые новости по строительству ИТЭР.

P.P.S. Если кому нужен учебник по физике токамаков без упрощений, то вот хороший.

Токамак

Магнитное поле токамака и поток.

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

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

История

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем. Одновременно эта же идея была предложена американскими учёными, но «забыта» до 1970-х годов.

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

Первый токамак был построен в 1954 году, и долгое время токамаки существовали только в СССР. Лишь после 1968 года, когда на токамаке T-3, построенном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Л. А. Арцимовича, была достигнута температура плазмы 10 миллионов кельвинов, и английские учёные со своей аппаратурой подтвердили этот факт, в который поначалу отказывались верить, в мире начался настоящий бум токамаков. Начиная с 1973 программу исследований физики плазмы на токамаках возглавил Борис Борисович Кадомцев.

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

Устройство

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

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

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

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

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

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

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

Токамаки и их характеристики

Информация в этом разделе устарела. Вы можете помочь проекту, обновив его и убрав после этого данный шаблон.

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

СССР и Россия

  • Т-3 — первый функциональный аппарат.
  • Т-4 — увеличенный вариант Т-3
  • Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире в 1979 году реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом с проводниками из сплава (интерметаллида) ниобий-олово, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
  • Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — в 200 раз.
  • Т-15 — реактор со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле индукцией 3,6 Тл. Запущен в 1988 г., в 1995 г. эксперименты приостановлены, с 2012 г. проходит модернизацию, окончить которую планируется в 2019 году.
  • Глобус-М — сферический токамак, новейший токамак в России, созданный в 1999 году.
  • Т-11М — находится в ТРИНИТИ (Троицк, Московская область); параметры установки: ток в плазме 0,1 МА, температура плазмы 400,,600 эВ

Казахстан

  • Казахстанский Токамак материаловедческий (КТМ) — это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к ITER и будущих энергетических термоядерных реакторов. Место строительства КТМ — г. Курчатов.

Китай

  • EAST — расположен в городе Хэфэй, провинция Аньхой. На токамаке превышен критерий Лоусона по уровню зажигания, коэффициент рентабельности — 1,25.

Европа

  • TM1-MH (с 1977 года — Castor, с 2007 года — Golem). С начала 1960-х до 1976 года действовал в институте Курчатова, затем был передан институту физики плазмы академии наук Чехословакии.
  • JET (Joint European Torus) — созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. Критерий Лоусона в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
  • Tore Supra — токамак со сверхпроводящими катушками. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
  • FTU (Frascati Tokamak Upgrade) — металлический среднеразмерный токамак с сильным магнитным полем. Находится в исследовательском центре Фрасскати, Италия. Принадлежит Европейскому Агентству по Ядерной Энергии (ENEA). Параметры установки следующие: BT<8T, R = 0,935 м, a = 0,3 м, Ip < 1,5 MA.

США

  • TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — самый большой токамак в США (Принстонский университет) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Критерий Лоусона в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 году.
  • NSTX (National Spherical Torus Experiment) — сферомак (сферический токамак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
    NSTX-U построен на основе NSTX, модернизация обошлась в 94 млн долл. В настоящее время установка является самым мощным в мире сферическим токамаком с магнитной индукцией 1 тесла и тепловой мощностью 10-12 мегаватт.
  • Alcator C-Mod — характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
  • DIII-D — создан и работает в компании General Atomic в Сан-Диего.

Япония

  • JT-60 — работает в Институте ядерных исследований с 1985 года.

> См. также

  • ITER — Международный экспериментальный термоядерный реактор
  • Стелларатор