Изглежда, че е време да направим някаква образователна програма за физиката на токамаците и, очевидно, също и за физиците. Идеята за провеждане на контролирано термоядрено изгаряне с магнитно задържане е на 60 години и мнозина си задават въпроса „къде е възвръщаемостта на изразходваното за изследвания?“, „къде е обещаният източник на чиста и евтина енергия?“ Време е да видим какви извинения имат физиците днес. В тази статия няма да засягам инсталации, различни от токамаците, но ще разгледаме проблемите на нагряването, задържането на плазмата, нейната нестабилност, проблема с размножаването на тритий, перспективите и дори някъде историята на проблема.
Образователна програма
Ако вземем 2 неутрона и 2 протона и ги оформим в атом хелий, ще получим много енергия. Простомного енергия - за всеки килограм полепнал хелий - еквивалентно на изгаряне 10 000 000 килограм бензин. При такава промяна в мащаба на енергийното съдържание нашата интуиция се поддава и трябва да помним това, когато измисляме своя собствена версия на термоядрена инсталация.
Между другото, отива към Слънцето друготермоядрена реакция, невъзпроизводима на Земята.
Най-лесният начин да получите тази енергия е да провеждате ядрена реакциясливане (или синтез) D + T -> He4 + n + 17,6 MeV. За съжаление - за разлика химична реакция, не работи в епруветка. Но работи добре, ако сместа от тритий и деутерий се нагрее до 100 милионастепени. При това атомите започват да летят толкова бързо, че при сблъсъка си по инерция прескачат зоната на отблъскване на Кулон и се сливат в жадувания хелий. Енергията се освобождава под формата на, така да се каже, фрагменти - много бърз неутрон, отнасям 80%енергия и малко по-малко бързо хелиево ядро (алфа частица). Разбира се, при „работна“ температура цялата материя е плазма, т.е. атомите съществуват отделно от електроните. Всеки отложен електрон ще бъде загубен при първия сблъсък на такава енергийно движеща се материя.
На това място всеки уважаващ себе си популяризатор вмъква тази картинка.
Скоростта на реакцията (и съответно освобождаването на енергия) зависи от два параметъра - температурата, тя трябва да бъде не по-малко от ~50 милиона С, и за предпочитане 100-150и плътност на плазмата. Ясно е, че в плътна плазма вероятността от сблъсък на атоми на деутерий и тритий е по-висока, отколкото в разредена плазма.
Основният проблем с такава „реакционна смес“ е, че тя се охлажда с брутални темпове. Толкова брутален, че един от първите проблеми беше просто да го загреем с поне 1 микросекунда до заветните 100 млн. Т.е. взимате 10 милиграма водородна плазма, прилагате 10 мегавата топлинна мощност към нея... и тя не се нагрява.
Плазмено нагряване и чистота
Корейски токамак KSTAR в експлоатация. Най-студените и мръсни части на плазмата светят.
В чиста плазма, чрез нагряване на частици чрез нагряване, до края на 70-те години беше възможно да се достигнат желаните 100 милиона градуса. Но ако искаме да получим инсталация, която да дава ток, а не да го поглъща на три гърла, трябва термоядрената реакция да отделя достатъчно енергия, за да се загрее. Най-общо казано, термоядреното изгаряне може да работи като отлична нагревателна подложка, дори не е необходимо външно отопление.Този режим се наричаплазмено запалване. Проблемът е, че след като изтечемалко по повече топлина, отколкото очаквахме, нашата термоядрена реакция незабавно се изключва и всичко моментално се охлажда отново. Но за управление можем да използваме много малка част от топлината, изтичаща от отоплителните системи - в обещаващите реактори искат да постигнат режим с 1/50 обща мощност, а в ITER - 1/10 . Съотношението на отделената топлина от термоядрена реакция към вложената топлина се обозначава с буквата Q.
Още от живота на плазмата: когато стабилизацията е нарушена, виждаме как плазмата, докосвайки стените и охлаждайки се, бързо губи топлина.
Какво е необходимо на плазмата, за да произведе много термоядрена топлина? Както казах по-горе, достатъчна плътност, а именно 10^20-10^21 частици на кубичен сантиметър. В този случай мощността на освобождаване на енергия ще бъде няколко (до 10) мегавата на кубичен метър плазма. Но ако увеличим плътността на плазмата, тогава нейното налягане се увеличава - за нашата цел по отношение на плътността и температурата ще бъде ~ 5 атмосфери. Задачата подобна плазма да не се разпръсне и да разтопи инсталацията (и в същото време да пренесе топлина директно към стените - борим се за всеки джаул!) е третият и основен проблем.
Мощност на освобождаване на енергия (мегават на кубичен метър) при различни плътности и температури.
Магнитно задържане (задържане).
За наш късмет плазмата взаимодейства с магнитно поле- се движи по силовите си линии, но практически не напречно. Ако създадете магнитно поле, в което няма дупки, тогава плазмата ще кръжи в него завинаги. Е, да, докато изстине, но имаме 100 милисекунди!
Най-простата конфигурация на такова поле е тор с нанизани върху него намотки, в които плазмата се движи в кръг. Именно тази конфигурация е изобретена от Сахаров и Там през 1951 г. и е наречена от тях „ токамак”, т.е. Чеоидален камярка с магнило Да сеатушки. За създаване на т.нар ротационна трансформация (при движение в кръг плазмата трябва да се върти около оста на движение, това е необходимо, за да не се получи разделяне на заряда) трябва да се индуцира пръстенов ток в плазмата, за щастие това не е трудно да се направи, т.к. плазменият тор може да се счита за включване на трансформатор и е достатъчно да промените тока в „първичната“ намотка, за да се появи желаният ток. Така че към тороидалните намотки се добавя индуктор или централен соленоид. Полоидалните намотки са отговорни за допълнителното усукване на тороидалното поле и управлението, като по този начин получаваме окончателния вариант на магнитното поле, което държи плазмата. В допълнение, магнитното поле не позволява на плазмата да се движи през тора, което създава силна температурна разлика от центъра към краищата. Това състояние се нарича магнитно задържане.
Приблизително така теоретиците виждат ITER.
Възможно ли е изграждането на термоядрена електроцентрала? Не точно….
Както си спомняме, плазменото налягане е 5 атмосфери. Ясно е, че налягането на магнитното поле не трябва да бъде по-малко. Оказва се обаче, че при сравними стойности плазмата е изключително нестабилна - тя започва рязко да променя формата си, да се завързва на възли и да се хвърля върху стените. Има съотношение на налягането на плазмата към налягането на магнитното поле, обозначено с букватаβ . Оказва се, че повече или по-малко режими на работа започват с β = 0,05-0,07, т.е. Налягането на магнитното поле трябва да бъде 15-20 пъти по-високо от плазменото налягане. Когато в края на 70-те години стана ясно, че това съотношение не може да бъде преодоляно, мисля, че повече от един термоядрен физик каза нещо като „плазма, безсърдечна кучко“. Именно тази нужда от увеличаване на полетата с 15-20 пъти сложи край на идеята за „термоядрен реактор във всеки дом“. Скъпи, намалете термоядрения реактор, мечките са горещи.
Модел на движение на плазмата в токамак. Плазмата е силно турбулентна (нарушена) и това й помага да се охлажда по-бързо и да се държи по-нестабилно.
Нестабилност
Какво означава тази нужда? увеличете полето с 15-20 пътив сравнение с мечтите от 50-те? Ами, първо, това е просто невъзможно. Първоначално на токамака се е гледало като на поле 1,5-2 тесла(и съответното плазмено налягане от 10-15 атмосфери) и β = 1, но в действителност за задържането на такава плазма ще е необходимо поле 30-40 тесла. Такива полета са били недостижими през 60-те години, а и днес записстационарно поле - 33 теслав обем около чаша. Техническата граница е заложена в ITER: в обема на плазмата - 5-6 T и на ръба - 8-9 T. Съответно налягането и плътността на плазмата в реална инсталация е по-малка от тази, замислена в 50-те години. И ако е по-малко, тогава с отоплението всичко е много по-лошо. И тъй като нагряването е по-лошо, плазмата се охлажда по-бързо и... добре, схванахте идеята.
Изтичането на топлина обаче може да се пребори с много примитивен метод - увеличаване на размера на реактора. В този случай обемът на плазмата нараства като куб, а повърхността на плазмата, през която изтича енергия - като квадрат. Това води до линейно подобрение на топлоизолацията. Следователно, ако първият токамак в света е с диаметър 80 см, а ITER има диаметър ~16 метра и обем 10 000 пъти по-голям. И това все още не е достатъчно за индустриален реактор.
Строителите на Tokoma са съгласни за „не достатъчно“.
Най-общо казано, термоядрената плазма се оказа изключително неприятна субстанция, в която постоянно възникваше някакъв „живот“, някакви вибрации и колебания, които обикновено не водеха до нищо добро. Но през 1982 г. случайно бяха открити нестабилности, които доведоха до рязко (2 пъти!) намаляване на изтичането на топлина от тора. Този режим беше наречен H-mode и сега се използва универсално от всички токамаци. Между другото, същият пръстенов ток, който се създава в плазмата, за да я поддържа в тороидалното поле, е източникът на много от същите тези нестабилности, вкл. много неприятни хвърляния на плазма нагоре или надолу по стените. Борбата за устойчив контрол на плазмата се проточи от около 30 години и сега в ITER, например, се планира само 5 изстрелвания от 1000 да завършат с провал на контрола.
Между другото, в процеса на борба за стабилност, токамаците станаха вертикално удължени в напречно сечение от кръгли. Оказа се, че D-образният участък на плазмата подобрява нейното поведение и й позволява да увеличи бета. Сега се знае, че найголям работещите бета и най-стабилните плазми се намират в сферичните токамаци (тяхното вертикално удължение е максимално спрямо диаметъра), сравнително нова посока в конструкцията на токама. Може би бързото им развитие ще доведе до факта, че първата термоядрена електроцентрала ще бъде оборудвана точно с такава машина, а не с класически тор.
Сферичният токамак е нова причина да искаме повече пари.
Неутрони и тритий
Последната тема, която трябва да бъде обсъдена, за да се разбере плетеницата от проблеми във физиката на токамака, са неутроните. Както казах, при най-лесно постижимата реакция, D + T -> He4 + n, неутроните отнасят 80% от енергията, освободена по време на раждането на хелиево ядро. Неутроните не се интересуват от магнитното поле и отлитат във всички посоки. В същото време те отнемат енергията, която очаквахме да използваме за нагряване на плазмата. Ето защо, между другото, основателите на посоката мислеха повече за реакцията D + D -> p(n) + T(He3), при която неутроните биха отнесли 15% от енергията. Но, за съжаление, D + D изисква 10 пъти повече температура, 10 пъти повече поле или 3 пъти повече реактор. И така, неутронният поток от термоядрен реакторчудовищен. Той превишава потока на бързите реактори около сто пъти със същото освобождаване на енергия и най-важното е, че неутроните с енергия от 14,6 MeV са много по-разрушителни от неутроните на бързите реактори с енергия от 0,5-1 MeV.
Това е напречен разрез на камерата на ITER след една година работа. Числа - неутронно-индуцирано лъчение, сиверти на час. Тези. в центъра 45700 R/h. За щастие отшумява доста бързо.
От друга страна, неутроните са доста енергийно забавени във вода и се абсорбират от много материали, т.е. ще можем да премахнем топлинната енергия на термоядреното горене не с плоска повърхност, обърната към плазмата, а с водна обвивка около нея. В допълнение, енергийните неутрони могат лесно да бъдат преобразувани в голямо количествонеутрони с по-ниска енергия (прелитайки през атом, да речем, берилий, те избиват друг неутрон от него, губейки енергия Be9 + n -> Be8 + 2n. И тези неутрони се абсорбират от литий с превръщането му в тритий. Така въпросът „къде е нашият реактор, нека вземем тритий.“ Между другото, в ITER ще бъдат тествани до 6 експериментални версии на одеялото, в които тритий ще се произвежда от литий. За съжаление, той няма да бъде самодостатъчен, но в бъдеще дори тези експериментални одеяла могат да бъдат затворени до 10%нуждите на ITER.
Изображение на дизайна на одеяло за експериментално развъждане (TBM). Не изглежда, че такова одеяло ще бъде използвано за направата на термоядрена станция по-лесно.
Обобщаване
Моралът на всичко това е, че законите на природата често не са известни предварително и могат да бъдат доста коварни. Само няколко тънкости в поведението на плазмата доведоха до раздуто генериране на енергия от настолен инструмент до чудовищен комплекс от 16 милиарда долара. Най-интересното е, че разбирането как да се направи токамак със запалване се появи още в края на 80-те години, т.е. след 30 години изследвания на плазмата. Например, първият проект ITER, създаден през 1996 г., беше реактор със запалване с мощност от 1,5 гигавата топлинна мощност. Термоядрената централа обаче се оказа толкова непосилно сложна, че беше необходим много голям мащаб на блока, за да се изплати. Е, например, 10 гигавата. И изграждането на най-малко 10 такива електроцентрали за намаляване на разходите за създаване на индустрия за строителство на токамак. Такъв мащаб не се вписваше в нито един енергиен сектор в света, така че технологията беше отложена за по-добри времена. За да не загубят разработки, технологии, хора, политиците се съгласиха на минималното възможно финансиране на темата под формата на изграждане на скъп международен ITER и дузина много по-малки изследователски съоръжения. Целта на тези разходи е да можем бързо (е, поне след 15 години) да извадим от шкафа такава енергийна алтернатива, ако някога се наложи...
Светло бъдеще
Между другото, за готовността на технологията. Днес максимумът, постигнат експериментално Q = 0,7 през 1997 г. в инсталацията JET, и преизчислението (машината работи с деутерий, а не с деутерий-тритий) на токамака JT-60U Q = 1,2. В ITER се предвижда Q=10, а за индустриален реактор 50-100. Колкото по-високо е Q, толкова по-икономична е електроцентралата, но както сега знаем, колкото по-голям е размерът на нейната реакторна инсталация, толкова по-чудовищни са нейните магнити и толкова по-висока е цената на повреда на която и да е от 10-те милиона части, от които сглобява се модерен токамак...
P.P.S. Ако някой има нужда от учебник по физика на токамаците без опростявания, тогава
Знаем, че са включени руските думи „белуга“, „водка“, „самовар“. чужди езициБез превод. Но освен ирония, това не предизвиква нищо. Друго нещо е такава „непреводима“ дума като „сателит“, показваща висок потенциал национална наукаи технология. Но „сателитът“ вече е нещо от миналото. Появи ли се нов термин, който може да предизвика гордост в страната?
200 хиляди kWh електроенергия са достатъчни, за да задоволят всички нужди на съвременния европеец за 30 години. За генерирането на това количество електричество е достатъчна една баня с вода (45 литра) и толкова литий, колкото се съдържа в една компютърна батерия. Но при сегашните технологии за генериране на енергия от изкопаеми горива това изисква 70 тона въглища.
Има още една дума, която се произнася еднакво на всички езици - "токамак". Руското съкращение дава името на множество инсталации, построени по целия свят, в които плазмата се задържа от магнитно поле по време на процеса на термоядрен синтез. Бъдещият реактор на международния проект ITER, който трябва да даде достъп на човечеството до практически неизчерпаем източник на енергия, се нарича още токамак.
"Това Руска дума, - казва на участниците в престурнето в Международна организация ITER ( Международен термоядрен експериментален реактор. - авт. ) Робърт Арно от Комуникационни услуги. „Моят колега от Русия ще ви каже какво означава това.
И Александър Петров, представител на руския дизайнерски център ITER, разпалено обяснява: „Тороидална камера с магнитни намотки!“ След това му се наложи да повтори това повече от веднъж пред диктофоните и камерите на журналисти от Европа, Корея, Китай, Канада...
Как се осъществява синтезът?
Идеята за токамак е предложена от академик Лаврентиев и е финализирана Андрей СахаровИ Игор Тамм. Ако настоящите технологии за ядрена енергия се основават на реакция на разпадане, когато по-леки ядра се образуват от по-тежки ядра, тогава с термична ядрен синтез, напротив, светлина атомни ядракомбинирайте, за да образувате по-тежки.
Става дума основно за изотопи на водорода - деутерий и тритий. Ядрото на първия се състои от протон и неутрон, а ядрото на втория се състои от протон и два неутрона. При нормални условия еднакво заредените ядра, разбира се, се отблъскват, но при супер високи температури, напротив, те се свързват. В резултат на това се образува хелиево ядро плюс един свободен неутрон, но най-важното е, че се освобождава огромно количество енергия, която атомите преди това са изразходвали за взаимодействие помежду си. Деутерият се "получава" лесно от вода, докато тритият е по-нестабилен, така че се произвежда вътре в инсталацията поради реакция с литий.
Един термоядрен реактор - Слънцето - даде възможност на човечеството да живее на нашата планета, затопляйки ни с топлината си. В центъра на звездата, където под въздействието на гравитацията се постига много висока плътност на плазмата, реакцията протича при температура от 15 милиона ° C. На Земята няма да е възможно да се постигне такава плътност - остава само да се повиши температурата. В реактора на проекта ITER тя трябва да достигне 150 милиона °C - 10 пъти по-висока, отколкото в слънчевото ядро!
Може ли някой друг освен физиците да си представи това? И кой от възможните материали на Земята може да го издържи? Няма такова нещо. Ето защо е изобретен токамакът. Неговата вакуумна камера във формата на куха "поничка" е заобиколена от свръхпроводящи електромагнити - те създават тороидални и полоидални магнитни полета, които не позволяват на горещата плазма да докосне стените на камерата. Има и централен електромагнит - индуктор. Промяната на тока в него предизвиква движението на частиците в плазмата, необходими за синтеза.
За термоядрения синтез е необходимо минимум гориво, а безопасността е много по-висока, отколкото при сегашните технологии. В крайна сметка плътността на плазмата е много малка (милион пъти по-ниска от плътността на атмосферата!) - съответно не може да има експлозия. И при най-малкия спад на температурата реакцията спира - тогава плазмата, както казват физиците, просто се „разпада“, без да причинява никаква вреда заобикаляща среда. Освен това горивото ще се зарежда непрекъснато, което означава, че реакторът може лесно да бъде спрян по всяко време. Той практически не произвежда радиоактивни отпадъци.
колко е дълъг пътят
От края на 60-те години, когато успехът на съветските физици в областта на контролираните термоядрени реакции стана очевиден, токамаците се появиха не само в Русия, но и в Казахстан, САЩ, Европа, Япония и Китай. Те доказаха, че е възможно да се създаде и поддържа високотемпературна плазма, в която протича реакцията. Досега обаче задържанията бяха кратки, отчитащи се в секунди, а също и скъпи от гледна точка на енергията, изразходвана за загряване. За науката подобни резултати са били достатъчни, но за човечеството да влезе в нова енергийна ера – не.
И тогава се роди идеята за международен проект, чиято основна задача е изграждането на реактор, способен да генерира енергия в обеми, значително по-големи от необходимите за поддържане на термоядрена реакция. Q ≥ 10 – така го формулират физиците.
Началото е поставено през 1985 г. на среща на ръководителите на СССР и САЩ. Проектът беше наречен Международен термоядрен експериментален реактор: ITER - в Английска транскрипция, ITER - на руски. Решава общ за цялото човечество проблем, а мащабът е такъв, че една държава не може да се справи, затова и стана международен. Днес в него участват страните от ЕС, Китай, Индия, Япония, Република Корея, Русия и САЩ. Участието на всяка страна е определено: Европа - 45%, останалите - малко над 9%, но това се изразява не във валута, а в материален принос - извършена работа или произведено оборудване.
Отне десетилетия, докато проектът бъде подреден и „очертан” – на хартия, в 3D модели. И сега неговите характеристики и линии се чертаят на реално място в южната част на Франция, до изследователския център Cadarache, който разполага със собствен токамак.
Какъв е нашият принос?
Миризмата на провансалски билки обгръща хълмистия пейзаж, включително внушителен обект (42 хектара или 60 футболни игрища) с пет огромни кулокрана, където строителството на сгради, от които ще бъдат 39, е в разгара си.До 2020 г. трябва да бъде завършен, но оборудването ще започне да пристига по-рано - след като бъдат завършени определени етапи.
Основните доставки от Русия са планирани за 2016-2017 г. Страната ни участва в изграждането на всички основни конструкции на мегатокамака, произвежда свръхпроводници, създава системи за изпитване и диагностика. В това участват повече от 30 руски предприятия и организации, повечето от които са филиали на държавната корпорация „Росатом“. В края на краищата именно в ядрената индустрия, въпреки трудните времена, които преживя страната, беше възможно да се поддържа висок научен и производствен потенциал.
„Като част от руските задължения се произвеждат 25 системи за ITER. Това не са експерименти или научноизследователска и развойна дейност - това е оборудване, което трябва да бъде доставено на Cadarache навреме,” - казва Анатолий Красилников, ръководител на Центъра за проектиране на ITER - руската агенция ITER.
Самото оборудване е уникално - в повечето случаи се разработват напълно нови технологии за създаването му. Например първата стена на одеялото („одеялото“) на плазмената камера, която ще понесе максималното температурно натоварване. Какви материали могат да издържат? Какви нюанси трябва да бъдат включени в дизайна? На тези въпроси вече е отговорено в Научноизследователския институт по електрофизично оборудване на име. Д. В. Ефремова (НИИЕФА). Стената ще бъде направена от берилий, и то не плътна, а нарязана на малки квадратни плочи - така че материалът да "диша" по-лесно и да не се напуква от високи температури, както земята в летните жеги.
Друга сериозна задача, която учените и специалистите на Росатом вече са решили, е свързването на различни материали един с друг: берилий - бронз, мед - неръждаема стомана, волфрам - мед. Конвенционалното заваряване не е подходящо за условията на проекта, така че медта се стопява върху волфрам във вакуумна камера, стоманата се свързва с мед чрез метода на „заваряване с експлозия“ - тогава се образува единичен метален блок, който не може да бъде разделен дори с свръхвисоки температури.
Участието в проекта е сериозен тласък не само за родната наука, но и за икономиката на страната, тъй като дава възможност да се премине на различно ниво на технологиите и производството, а понякога дори и да се скочи. Например, в Чепецкия механичен завод за 4 години усвоиха производството на продукти от титанови сплави от нулата. Миналата година нашите ядрени учени вече завършиха доставките на свръхпроводящи нишки за ITER. Благодарение на участието в проекта заводът пусна нова - сложна и скъпа - гама от продукти, което значително увеличи приходите на компанията.
Защо приплъзването?
Всъщност желанието за овладяване на технологиите до голяма степен обяснява международното сътрудничество в проекта. В края на краищата, независимо от това кой е участвал в разработването или производството на конкретна част или структура, създадените технологии стават общ интелектуален продукт за всички участващи страни и могат да бъдат използвани от тях за други цели.
Вярно, демократичните условия за участие и липсата на общ бюджет на проекта доведоха до факта, че не всички се справят навреме със задълженията си. Започнаха забавяния и разногласия. И ако срещу Русия няма оплаквания, тя е най-задължителната страна в проекта, то в Европа, например, има забележимо изоставане.
Първоначално планираните срокове също са изместени. Вече е нереалистично да се получи първата плазма до 2020 г., а първата енергия в мрежата до 2027 г. Разбира се, това до голяма степен се дължи на иновативността на проекта - никой в света не е правил нещо подобно досега. И естествено е, че животът прави свои собствени корекции в изчисленията на хартия. Но, от друга страна, има и елементарна опция. Новият възнамерява да я изключи изпълнителен директорПроект Бернар Бигот. По думите му до края на тази година трябва да бъде утвърден коригиран график и да бъде ревизирана системата за управление на проекта. Той не изключва част от работата да бъде преразпределена между участниците.
„Мислехме, че спазването на крайните срокове ще бъде постигнато просто чрез добра воля и добри намерения. Сега разбираме, че без строго управление нищо няма да излезе. Но тук не става дума кой кого ще управлява – трябва да се научим да работим заедно“, казва Б. Биго.
Защо мечтаете?
Новият изпълнителен директор е от онези учени, които не само вярват в проекта, но са убедени в неговия успех. „Няма план Б, няма алтернатива“, смята той. - Можем да направим корекции. Но това вече е истинска история.”
Стотици наши учени и специалисти наричат проекта реалност. Какво друго? В крайна сметка организацията ITER в момента няма нищо друго освен офис сграда и строителна площадка. Но в нашите изследователски институти на Росатом и в неговите предприятия, както и в други организации и компании, участващи в проекта, има. Те вече са направили свръхпроводници, произвели са невиждани досега кабели, където стотици усукани жици са поставени в обвивка от мед и стомана, и са започнали да навиват намотки. Наскоро NIIEFA в Санкт Петербург успешно тества прототип на резистори за бързо отстраняване на енергия от намотките на магнитна система и в Нижни Новгородв АЕЦ "Гиком" - изпитване на прототип на жиротронен комплекс за генериране на ток и нагряване на плазма. В института TRINITY диамантените детектори за вертикалната неутронна камера придобиха реални характеристики.
Но реалността и мечтата в ITER са неразделни. За учените и специалистите, които са страстни в работата си, проектът не само отвори нови перспективи - той ги вдъхнови. Евгений Вещев, специалист по диагностика, си спомня как като студент в МИФИ за първи път видял токамак и слушал лекция за перспективите на термоядрената енергия. Той просто беше вдъхновен, когато научи за проекта и си помисли: „Колко е страхотно да участваш в толкова важна кауза за човечеството!“ И сега съм щастлив, защото всеки ден допринасям за това.
„Мечтите могат да бъдат скъпи – като мисията Аполо или програмите на НАСА“, казва той ентусиазирано Марк Хендерсън, ръководител на секция „Електронен циклотрон“.. - Но ние трябва да мечтаем! Включително за новия ядрен синтез, който може да се нарече днешният Прометей.
Експертно мнение:
Сергей Кириенко, генерален директор на държавната корпорация "Рос-атом":
Необходимо е да обединим усилията на всички участници, за да осигурим развитието на нашия бранш, да формираме ново поколение в него, съчетавайки пари, време и най-важното – опит.
Всички трябва да обединим усилията си, за да реализираме международни проекти като INPRO под егидата на МААЕ или проекта ITER, изпълняван във Франция.
Лекция 13
УСТРОЙСТВО И РАБОТА НА ТОКАМАК
Принцип на работа, електрическа схема на токамак, инсталационни параметри, стабилност на тороидалния плазмен шнур, параметър на задържане , енергиен живот.
Принцип на действие. Схематична диаграма
В последната глава ще разгледаме по-отблизо дизайна и характеристиките на работа на токамака - най-сложната, но може би най-важната плазмена инсталация. Именно с токамака сега се възлагат надежди за практическото прилагане на контролирания термоядрен синтез. Термоядреният реактор токамак ITER, който в момента се изгражда от международната общност, е решителна стъпка към създаването на термоядрена енергия до средата на века. Токамак името на ТЕКУЩАТА КАМЕРА инсталация с МАГНИТНИ намотки, създадена в съответствие с предложението на И. Е. Тамм и А. Д. Сахаров в средата на миналия век в Курчатовския институт (G се трансформира в K с характерното омекотяване на съгласните в руския език ).
Токамак е трансформатор, чиято вторична „намотка“ е токът, създаден в плазмата. Магнитната топлоизолация се осигурява от силно тороидално магнитно поле B B t , което заедно с полоидалното поле B B p ток I p създава спирална конфигурация на линиите на магнитното поле, необходима за потискане на тороидалния дрейф на плазмата и поддържане на стабилността на шнура (фиг. 13.1a). Проводимата обвивка (корпус), показана на фиг. 13.1, също служи запасивна стабилизацияплазмен шнур по време на неговите краткотрайни смущения.
Връзка между дебелината на корпуса и характерното време на смущение t 1/2 , който се затихва от токовете на Фуко, възникващи в корпуса по време на такава промяна в магнитния поток, се определя от дълбочината на скин-слоя, който в практически единици може да се представи под формата на много полезна формула: .
В тази формула - съпротивлението на материала на корпуса, свързано със съпротивлението на медта при 20 0 С, t 1/2 период на смущение.
Генерирането и поддържането на ток в плазмата се осъществява с помощта наиндуктор , който при промяна на тока в него създава ЕДС на тороидалната осε = - d / dt , където - магнитен поток вътре в плазмения пръстен с ток. За електрически пробив на газа, запълващ камерата, е необходима стойност, която е значително по-голяма от тази за поддържане на тока.ε, следователно, когато се създава плазма, токът в намотките на индуктора се променя значително
по-бързо, отколкото във фазата на неговата дългосрочна поддръжка. За да се гарантира, че полето на индуктора не изкривява тороидалното поле по време на пробив, както и спиралната магнитна конфигурация, необходима за задържане на плазмата, се използват магнитни сърцевини, изработени от материал с висока магнитна пропускливост (меко магнитно желязо), които затварят магнитния поток извън индуктора. Индукторът може да бъде с желязна сърцевина или въздушна сърцевина - без изобщо да се използва желязо. В последния случай се монтират полоидални бобини, които компенсират полето на индуктора в плазмената област. Равновесието на кръговия ток в надлъжното (по отношение на него) магнитно поле се постига чрез прилагане на допълнително вертикално магнитно полеБ з , създавайки сила, насочена към оста на системата. ПолеБ з създаден от полоидаленуправляващи намотки(фиг.9.1b). Фигура 9.2 показва основните елементи на електромагнитната система на токамак и циклограма на нейната работа. В допълнение към посочените намотки, токамаците допълнително инсталират намотки, за да осигурят вертикален плазмен баланс и корекция на магнитното поле.
Стабилност на тороидална плазмена нишка
Стабилността на тороидален плазмен стълб е възможна само ако е изпълнен критерият на Крускал-Шафранов q = (a / R )(B t / B p ) >1 , за какво е плазмения ток? Ip не трябва да надвишава определена стойност. Наистина връзката между поле и ток
. (13.1)
Фиг. 13.2a Електромагнитна система на токамак.
къде, аз и аз изразени съответно в ерстеди, сантиметри и ампери, в случай на аксиална симетрия ( H ∙2 r =0,4 I ) дава за полето H =0,2 I / r . Ако токамакът има голямсъотношение A = R/a , след това до първо приближение полоидалното поле на границата на плазмения стълб B p 0,2 I p / a и q =(5 a 2 / R )(B p / I p ) >1
По този начин има ограничение на количеството ток в плазмата.
н. При малки стойности n e 0,07j p , където плътността на плазмата в [m-3 ], а плътността на тока е в [MA/m 2 ].
Фиг. 13.2b Циклограма на работата на токамак (качествено): J T ток в намотките на тороидалния соленоид, J и - ток в намотката на индуктора, J p - плазмен ток, J a.c. ток в управляващите намотки (увеличава се с увеличаванеТ плазма).
Други ограничения са свързани с плазмената плътностн. При малки стойности n във вихровото поле E = ε/2 R електроните могат да преминат в режим на ускорение („преминат в свистене“). Критичната за такъв режим плазмена концентрация се определя от критерия Разумова n e 0,07j p , където плътността на плазмата в [m-3 ], а плътността на тока е в [MA/m 2 ]. Тоест границата на плазмения ток зависи линейно от неговата концентрация I p ( ka 2 /0,07) n e . За големи n има и ограничение на плътността n MH 2 B t / qR (лимит на Мураками-Хюгел), свързан с енергийния баланс в периферната плазма. При висока плътност, когато загубите на плазма поради радиация и топлопроводимост започват да надвишават енергията, освободена в нея поради тока, протичащ през плазмата, възниква свиване (компресия) на плазмения шнур.
Удобно е визуално да се илюстрира областта на режимите на работа на токамак с така наречената диаграма Hugell-Murakami (фиг. 13.3). На него вместо плътност по абсцисната ос е нанесена пропорционална на нея стойност за токамак с даден голям радиус на плазмата и стойността на тороидалното поле M = (R/Bt)n (номер на Мураками). Регион 1-2 съответства на границата на Разумова, свързана с избягалите електрони, регион 2-3 се определя от стабилността на MHD в съответствие с критерия на Крускал-Шафранов,
Фиг. 13.3 Диаграма на Hugell-Murakami на стабилни режими на токамак.
регион 3-4 е границата на плътност на Мураками. Освобождаването на енергия в плазмата, когато в нея протича ток, е пропорционално на Q OH I p 2 , и радиационни загуби Q r n 2 e . От (13.1) следва, че Q OH [ (B t / R ) q ] 2 и отношението Q r / Q OH n 2 (R / B t ) 2 q 2 H 2 . Номер H наречено числото на Хюгел, като същевременно се запазва пропорционалността между освобождаването на енергия и радиацията ( H = минус t ) q -1 пропорционално на числото на МуракамиМ . Раздел 4-1 на диаграмата отразява тази пропорционалност.
При нагряване на плазмата възникват проблеми, свързани с MHD равновесието на плазмения стълб в токамака. От условието за равновесие на плазмата в MHD приближението общото налягане на плазмата и магнитното поле в колоната трябва да се балансират от налягането на магнитното поле извън плазмената колона. С повишаване на температурата, плазменото налягане< P >= nkT расте и съответно силата расте F Rpl , необходими за задържане на място този плазмен „балон“, който се надува под вътрешно налягане. Грубо тази сила може да бъде оценена от работата по „разтягане на балона“ W< P >2 R a 2 , F Rpl = - dW / dR = =2 2 a 2< P > . Следователно, с увеличаване на плазменото налягане е необходимо да се увеличи задържането на плазмата в радиусаР вертикално полеБ з . Нека да видим какво се случва с общото полоидално поле, което се състои от текущото поле и външното вертикално полеБ з . Да приемем, че полето B z е хомогенен в R , тогава за да се осигури равновесие, той трябва да съвпада с текущото поле от външната си страна, засилвайки това поле. От вътрешната страна има полеБ З отслабва текущото поле и при увеличаване на плазменото налягане е възможна ситуация, когато на известно разстояние от центъра на токамака то компенсира последното с образуването на т.нар. x точки . Електропроводите извън него са отворени. С увеличаване на налягането и съответно полето, необходимо за задържане на плазмата B z x -точката се доближава до плазмената нишка и когато = < p >/(B 2 /8 )= R / a го докосва, което му позволява свободно да „изтича“ от инсталацията.
Тоест, когато < R / a (13.2)
задържането не е възможно.
Фиг. 13.4 Суперпозиция на текущото поле и вертикалното поле, което води до появата x-точки.
Опция за задържане .
Ограничението на полоидалната бета също води до ограничения на пълната стойност на този параметър в токамака. Завършено се намира от събирането на векторите на тороидалното и полоидалното поле и е равно на
Изразяване на тороидалното поле по отношение на полоидалното поле и границата на стабилност q =(a / R )(B t / B ) получаваме
Като се има предвид (13.2) накрая имаме:
(13.3)
Тъй като A и q по-голямо от едно, тогава стойността ограничено отгоре, например, когато A = 3 и q =2, което приблизително съответства на стойностите, приети в проектите на термоядрен реактор, базиран на токамак, съгласно (13.3) max 0,08.
Разгледахме токамак с кръгло напречно сечение на плазмата, но в конструкцията на реактора ITER, напречното сечение на плазмата е удължено по вертикалната ос (фиг. 13.5). Причините за това са няколко. Първият, в тороидален соленоидд Соленоид с форма на A със същата дължина на намотката и съответно захранване може да съхранява значително повече енергия на магнитното поле; освен това такъв соленоид може да издържи значително по-големи механични натоварвания, които възникват при силни магнитни полета, отколкото соленоид с кръгли намотки. Достатъчно е да споменем, че при поле от 0,5 Tesla, вътрешното налягане от полето върху намотките е една излишна атмосфера. Като се има предвид, че магнитното налягане зависи квадратично от полето, за поле от 5Tl, което е необходимо за реактора, получаваме 100 пъти по-голямо налягане. Силата, действаща на единица дължина на проводник, в практическа система от единици е равна на:
Поради факта, че полето в тороидалния соленоид се увеличава към центъра 1/ B t , различните части на намотката са подложени на различни сили, създаващи огъващ момент спрямо опорната точка на намотката. Общата сила, действаща върху намотката (вижте Фиг. 13.5), е насочена към центъра, лесно е да се оцени от количеството, съхранявано в обема V обща енергия W магия магнитно поле: F R = - dW mag / dR - (B 0 2 /8 ) V (B 0 2 /8 )4 2 a 2 . (Намотката на тороидален соленоид може да се разглежда като тънък обръч, притиснат към вътрешна опора.) И така, изпълнението на условието gr c = const, където r променлив радиус на кривина на бобината, ви позволява да създадете т.нарнамотка без въртящ момент, което драстично повишава якостните му свойства. В същото време състоянието g (R , z ) r c (R , z )= const определя формата на такава намотка, която има D-образен изглед.
Енергиен живот
Но освен „инженерните“, удълженото по вертикалната ос плазмено сечение има значителни физически предимства за увеличаване на параметрите на затворената плазма. С увеличаване на удължението k = b/a (виж Фиг. 13.5) при същия голям радиус плазменият ток и времето за неговото задържане се увеличават. 
Марж на стабилност за
некръгла плазма q (k) q (1+ k 2)/2 , което в съответствие с (13.1) със същия запас на стабилност ни позволява да получим големи стойности Ip . Закон за мащабиране или подобие, получен от измервания в много инсталации, за енергийния животE дава следната зависимост от тока и плазменото удължение E I p 0,9 k 0,8 . По този начин увеличението k като се вземе предвид q(k) води до значително увеличение Д.
Колко ще се увеличи стойността на бета при преминаване към удължен участък може да се оцени, ако в знаменателя (13.3) R / a заменете с 2 R / l, където l дължината на периметъра на удължената плазмена секция, която е приблизително ( 1+ k )/2 пъти дължината на окръжност с радиуса.
Думата "ТОКАМАК" е съкращение от думите ТОРОИДАЛНИ, КАМЕРНИ, МАГНИТНИ НАМОТКИ, които описват основните елементи на този магнитен капан, изобретен от A.D. Сахаров през 1950 г. Диаграмата на ТОКАМАК е показана на фиг. 4.
Фигура 4. Диаграма на основните компоненти на ТОКАМАК
Основното магнитно поле в тороидална камера, съдържаща гореща плазма, се създава от тороидални магнитни намотки. Значителна роля в равновесието на плазмата играе плазменият ток, който тече по тороидалния плазмен стълб и създава полоидално магнитно поле, насочено по малката верига на тора. Полученото магнитно поле има силови линии под формата на безкрайни спирали, покриващи централната линия на плазмения тор - магнитната ос. По този начин линиите на магнитното поле образуват затворени тороидални магнитни повърхности, вложени една в друга в ТОКАМАК. Токът в плазмата се поддържа от вихрово електрическо поле, създадено от първичната намотка на индуктора. В този случай плазмената намотка играе ролята на вторична намотка. Очевидно е, че индуктивното поддържане на тока в ТОКАМАК е ограничено от подаването на поток от магнитно поле в първичната намотка и е възможно само за крайно време. В допълнение към тороидалните намотки и първичната намотка на индуктора, ТОКАМАК трябва да има полоидални намотки, които са необходими за поддържане на плазменото равновесие и контрол на нейното положение в камерата. Токове, протичащи в полоидални намотки, създават електромагнитни сили, действащи върху плазмения ток и по този начин могат да променят позицията му в камерата и формата на напречното сечение на плазмения кабел.
Първият ТОКАМАК е построен в Русия в Института по атомна енергия на името на И.В. Курчатов през 1956 г. Десет години интензивни изследвания и усъвършенстване на това устройство доведоха до значителен напредък в плазмените параметри на ТОКАМАК. TOKAMAK T-Z постигна температура на плазмата от 0,5 KeV до 1968 г. и постигна параметри, значително по-добри от тези, постигнати в други магнитни капани. От този момент нататък започва активното развитие на тази посока в други страни. През 70-те години следват ТОКАМАКИТЕ T-Z поколения: Т-7, Т-10, Т-11 в СССР, PLT и DIII-D в САЩ, ASDEX в Германия, TFR във Франция, JFT-2 в Япония и др. На ТОКАМАК са разработени методи за допълнително нагряване на плазмата от това поколение, като инжектиране на неутрален атом, електронно и йонно циклотронно нагряване, различни системи за диагностика на плазма и контрол на плазмата са разработени. В резултат на това бяха получени впечатляващи параметри на плазмата на второ поколение TOKAMAK: температури от няколко KeV, плътност на плазмата над 1020 m-3. Параметърът ntE (критерий на Лоусън) достига стойност от 5·1018. Освен това ТОКАМАК получи допълнителен, принципно важен елемент за реактора - дивертор. С помощта на токове в система от полоидални витки, линиите на магнитното поле се извеждат в модерен ТОКАМАК в специална част на камерата. Конфигурацията на дивертора на плазмата е показана на фиг. 5, използвайки примера на TOKAMAK DIII-D.
Фиг.5. Напречно сечение на съвременен ТОКАМАК DIII-D с вертикално удължена плазма и диверторна магнитна конфигурация.
Диверторът позволява по-добър контрол на енергийните потоци от плазмата и намалява навлизането на примеси в плазмата. Важно постижение на това поколение ТОКАМАКИ беше откриването на режими с подобрено задържане на плазмата - H-мода.
В началото на 80-те години влиза в експлоатация третото поколение ТОКАМАКИ - машини с голям радиус на тора 2-3 m и плазмен ток от няколко MA. Построени са пет такива машини: JET и TORUS-SUPRA в Европа, JT60-U в Япония, TFTR в САЩ и Т-15 в СССР. Параметрите на големите ТОКАМАК са дадени в таблица 2. Две от тези машини, JET и TFTR, са предвидени за работа с тритий и получаване на термоядрен изход на ниво Qfus = Psynthesis/Pcost = 1.
TOKAMAK T-15 и TORUS-SUPRA имат свръхпроводящи магнитни намотки, подобни на тези, които ще бъдат необходими в реактора TOKAMAK. Основната физическа задача на машините от това поколение беше да изследват задържането на плазмата с термоядрени параметри, да изяснят граничните параметри на плазмата, да натрупат опит с дивертор и др. Технологичните задачи включват: разработване на свръхпроводящи магнитни системи, способни да създават поле с индукция до 5 Tesla в големи обеми, разработване на системи за работа с тритий, натрупване на опит в отстраняването на високи топлинни потоци в дивертор, разработване на системи за дистанционен монтаж и демонтаж на вътрешни компоненти на инсталацията, подобряване на плазмената диагностика и др.
Таблица 2. Основни параметри на големи експериментални ТОКАМАК. TOKAMAK TFTR вече е завършил програмата си и е спрян през 1997 г. Останалите машини продължават да работят.
1) TOKAMAK T-15 досега е работил само в режим с омично нагряване на плазмата и следователно параметрите на плазмата, получени с тази инсталация, са доста ниски. В бъдеще се планира въвеждането на 10 MW неутрално инжектиране и 10 MW електронно циклотронно нагряване.
2) Даденото Qfus беше преизчислено от параметрите на DD плазмата, получена в инсталацията, към DT плазмата.
И въпреки че експерименталната програма на тези ТОКАМАКИ все още не е завършена, това поколение машини на практика изпълни възложените му задачи. TOKAMAKS JET и TFTR за първи път получиха голям термоядрена енергия DT реакции в плазма, 11 MW в TFTR и 16 MW в JET.
Това поколение TOKAMAK достигна праговата стойност Qfus = 1 и получи ntE само няколко пъти по-ниско от необходимото за пълномащабен реактор TOKAMAK. ТОКАМАК са се научили да поддържат стационарен плазмен ток, използвайки радиочестотни полета и неутрални лъчи. Изследвана е физиката на нагряване на плазмата от бързи частици, включително термоядрени алфа-частици, изследвана е работата на дивертора и са разработени режими на неговата работа с ниски термични натоварвания. Резултатите от тези изследвания направиха възможно създаването физическа основа, необходими за следващата стъпка – първият реактор ТОКАМАК, който ще работи в режим на горене.
Дългосрочните изследвания на задържането на плазмата в TOKAMAK показват, че процесите на пренос на енергия и частици през магнитното поле се определят от сложни турбулентни процеси в плазмата. И въпреки че плазмените нестабилности, отговорни за аномалните загуби на плазма, вече са идентифицирани, теоретичното разбиране на нелинейните процеси все още не е достатъчно, за да опише живота на плазмата въз основа на първите принципи. Ето защо, за екстраполиране на продължителността на живота на плазмата, получена в съвременните инсталации, в мащаба на реактора ТОКАМАК, в момента се използват емпирични закони - мащабиране. Едно от тези скалирания, получено с помощта на статистическа обработкаексперименталната база данни от различни TOKAMAK прогнозира, че животът се увеличава с увеличаване на размера на плазмата, плазмения ток и удължението на напречното сечение на плазмата и намалява с увеличаване на мощността на нагряване на плазмата.
Мащабирането прогнозира, че ТОКАМАК, в който ще възникне самоподдържащо се термоядрено изгаряне, трябва да има голям радиус от 7-8 m и плазмен ток от 20 MA. В такъв ТОКАМАК енергийният живот ще надхвърли 5 секунди, а мощността термоядрени реакциище бъде на ниво 1-1,5 GW.
Без преувеличение международният експериментален термоядрен реактор ITER може да се нарече най-значимият изследователски проектмодерност. По отношение на мащаба на строителството той лесно ще засенчи Големия адронен колайдер и ако успее, ще отбележи много по-голяма стъпка за цялото човечество от полет до Луната. Наистина, потенциално контролираният термоядрен синтез е почти неизчерпаем източник на безпрецедентно евтина и чиста енергия.
Това лято имаше няколко основателни причини да освежим техническите детайли на проекта ITER. Първо, едно грандиозно начинание, за официално начало на което се смята срещата между Михаил Горбачов и Роналд Рейгън през 1985 г., придобива материално въплъщение пред очите ни. Проектирането на реактор от ново поколение с участието на Русия, САЩ, Япония, Китай, Индия, Южна Корея и Европейския съюз отне повече от 20 години. Днес ITER вече не е килограми техническа документация, а 42 хектара (1 км на 420 м) идеално равна повърхност на една от най-големите изкуствени платформи в света, разположена в френски градКадараш, на 60 км северно от Марсилия. Както и фундаментът на бъдещия 360 000-тонен реактор, състоящ се от 150 000 кубика бетон, 16 000 тона армировка и 493 колони с гумено-метално антисеизмично покритие. И, разбира се, хиляди сложни научни инструменти и изследователски съоръжения, разпръснати из университети по целия свят.
Март 2007 г. Първа снимка на бъдещата платформа ITER от въздуха.
Производството на ключови компоненти на реактора е в ход. През пролетта Франция съобщи за производството на 70 рамки за D-образни намотки с тороидално поле, а през юни започна навиването на първите намотки от свръхпроводящи кабели, получени от Русия от Института по кабелна индустрия в Подолск.
Втората добра причина да си спомним ITER точно сега е политическа. Реакторът от ново поколение е изпитание не само за учените, но и за дипломатите. Това е толкова скъп и технически сложен проект, че нито една държава в света не може да се заеме сама с него. Способността на държавите да постигнат съгласие помежду си както в научната, така и във финансовата сфера определя дали въпросът ще бъде завършен.
Март 2009 г. 42 хектара заравнена площ чакат началото на изграждането на научен комплекс.
Съветът на ITER беше насрочен за 18 юни в Санкт Петербург, но Държавният департамент на САЩ, като част от санкциите, забрани на американски учени да посещават Русия. Като се има предвид фактът, че самата идея за токамак (тороидална камера с магнитни намотки, която е в основата на ITER) принадлежи на съветския физик Олег Лаврентиев, участниците в проекта третираха това решение като любопитство и просто преместиха среща с Cadarache на същата дата. Тези събития отново напомниха на целия свят, че Русия (заедно с Южна Кореа) е най-отговорно при изпълнение на задълженията си към проекта ITER.
Февруари 2011 г. Пробити са над 500 дупки в сеизмичната изолационна шахта, всички подземни кухини са запълнени с бетон.
Учените изгарят
Фразата „ядреен реактор“ кара много хора да са предпазливи. Асоциативната верига е ясна: термоядрената бомба е по-страшна от ядрената, което означава, че термоядреният реактор е по-опасен от Чернобил.
Всъщност ядреният синтез, на който се основава принципът на работа на токамака, е много по-безопасен и по-ефективен от ядреното делене, използвано в съвременните атомни електроцентрали. Ядреният синтез се използва от самата природа: Слънцето не е нищо повече от естествен термоядрен реактор.
Токамакът ASDEX, построен през 1991 г. в германския институт Макс Планк, се използва за тестване на различни материали за предната стена на реактора, по-специално волфрам и берилий. Обемът на плазмата в ASDEX е 13 m 3, почти 65 пъти по-малко, отколкото в ITER.
В реакцията участват ядра на деутерий и тритий - изотопи на водорода. Ядрото на деутерия се състои от протон и неутрон, а ядрото на трития се състои от протон и два неутрона. При нормални условия еднакво заредените ядра се отблъскват, но при много високи температури могат да се сблъскат.
При сблъсък се проявява силното взаимодействие, което е отговорно за комбинирането на протони и неутрони в ядра. Появява се ядрото на нов химически елемент- хелий. В този случай се образува един свободен неутрон и се отделя голямо количество енергия. Силната енергия на взаимодействие в ядрото на хелия е по-малка, отколкото в ядрата на основните елементи. Поради това полученото ядро дори губи маса (според теорията на относителността енергията и масата са еквивалентни). Като си припомним известното уравнение E = mc 2, където c е скоростта на светлината, можем да си представим колосалния енергиен потенциал, който ядреният синтез съдържа.
Август 2011 г. Започна изливането на монолитна стоманобетонна сеизмична изолационна плоча.
За да се преодолее силата на взаимно отблъскване, първоначалните ядра трябва да се движат много бързо, така че температурата играе ключова роля в ядрения синтез. В центъра на Слънцето процесът протича при температура от 15 милиона градуса по Целзий, но се улеснява от колосалната плътност на материята, дължаща се на действието на гравитацията. Колосалната маса на звездата я прави ефективен термоядрен реактор.
Не е възможно да се създаде такава плътност на Земята. Всичко, което можем да направим, е да увеличим температурата. За да могат изотопите на водорода да предадат енергията на своите ядра на земляните, е необходима температура от 150 милиона градуса, тоест десет пъти по-висока от тази на Слънцето.
Никой твърд материалвъв Вселената не може да влезе в пряк контакт с такава температура. Така че просто изграждането на печка за готвене на хелий няма да работи. Същата тороидална камера с магнитни намотки, или токамак, помага за решаването на проблема. Идеята за създаване на токамак осенила светлите умове на учени от различни странив началото на 50-те години на миналия век, като първенството ясно се приписва на съветския физик Олег Лаврентиев и неговите видни колеги Андрей Сахаров и Игор Там.
Вакуумна камера във формата на тор (куха поничка) е заобиколена от свръхпроводящи електромагнити, които създават тороидално магнитно поле в нея. Това е полето, което задържа плазмата, гореща до десет пъти повече от слънцето, на определено разстояние от стените на камерата. Заедно с централния електромагнит (индуктор) токамакът е трансформатор. Променяйки тока в индуктора, те генерират токов поток в плазмата - движението на частиците, необходими за синтеза.
Февруари 2012 г. Монтирани са 493 1,7-метрови колони със сеизмични изолационни подложки от гумено-метален сандвич.
Токамак с право може да се счита за модел на технологична елегантност. Електричество, протичащ в плазмата, създава полоидално магнитно поле, което обгръща плазмения шнур и поддържа неговата форма. Плазмата съществува при строго определени условия и при най-малката промяна реакцията веднага спира. За разлика от реактора на ядрена електроцентрала, токамакът не може да „дивее“ и да повишава температурата неконтролируемо.
В малко вероятния случай на унищожаване на токамака няма радиоактивно замърсяване. За разлика от атомната електроцентрала, термоядреният реактор не произвежда радиоактивни отпадъци, а единственият продукт от реакцията на термоядрения синтез – хелият – не е парников газ и е полезен в домакинството. И накрая, токамакът използва гориво много пестеливо: по време на синтеза във вакуумната камера се съдържат само няколкостотин грама вещество, а прогнозната годишна доставка на гориво за промишлена електроцентрала е само 250 кг.
Април 2014 г. Завършено е изграждането на сградата на криостата, излети са стените на основата на токамак с дебелина 1,5 метра.
Защо имаме нужда от ITER?
Токамаците с класически дизайн, описан по-горе, са построени в САЩ и Европа, Русия и Казахстан, Япония и Китай. С тяхна помощ беше възможно да се докаже фундаменталната възможност за създаване на високотемпературна плазма. Изграждането на промишлен реактор, способен да доставя повече енергия, отколкото консумира, обаче е задача от коренно различен мащаб.
В класическия токамак токът в плазмата се създава чрез промяна на тока в индуктора и този процес не може да бъде безкраен. По този начин животът на плазмата е ограничен и реакторът може да работи само в импулсен режим. Запалването на плазмата изисква колосална енергия - не е шега нещо да се нагрее до температура от 150 000 000 °C. Това означава, че е необходимо да се постигне живот на плазмата, който ще произвежда енергия, която плаща за запалване.
Термоядреният реактор е елегантна техническа концепция с минимални отрицателни странични ефекти. Потокът от ток в плазмата спонтанно образува полоидално магнитно поле, което поддържа формата на плазмената нишка, а получените високоенергийни неутрони се комбинират с литий, за да произведат ценен тритий.
Например, през 2009 г., по време на експеримент върху китайския токамак EAST (част от проекта ITER), беше възможно да се поддържа плазма при температура от 10 7 K за 400 секунди и 10 8 K за 60 секунди.
За по-дълго задържане на плазмата са необходими допълнителни нагреватели от няколко вида. Всички те ще бъдат тествани в ITER. Първият метод - инжектиране на неутрални атоми на деутерий - предполага, че атомите ще влязат в плазмата, предварително ускорени до кинетична енергия от 1 MeV с помощта на допълнителен ускорител.
Този процес първоначално е противоречив: само заредени частици могат да бъдат ускорени (те са засегнати от електромагнитно поле) и само неутрални частици могат да бъдат въведени в плазмата (в противен случай те ще повлияят на потока вътре в плазмения кабел). Следователно първо се отстранява електрон от атомите на деутерий и положително заредените йони влизат в ускорителя. След това частиците влизат в неутрализатора, където се редуцират до неутрални атоми чрез взаимодействие с йонизирания газ и се въвеждат в плазмата. Мегаволтажният инжектор ITER в момента се разработва в Падуа, Италия.
Вторият метод на нагряване има нещо общо с нагряването на храната в микровълновата. Това включва излагане на плазмата на електромагнитно излъчване с честота, съответстваща на скоростта на движение на частиците (циклотронна честота). За положителни йонитази честота е 40−50 MHz, а за електроните - 170 GHz. За да се създаде мощно излъчване с такава висока честота, се използва устройство, наречено жиротрон. Девет от 24-те жиротрона ITER се произвеждат в завода Gycom в Нижни Новгород.
Класическата концепция за токамак предполага, че формата на плазмената нишка се поддържа от полоидално магнитно поле, което само по себе си се образува, когато ток тече в плазмата. Този подход не е приложим за дългосрочно задържане на плазмата. Токамакът ITER има специални намотки с полоидно поле, чиято цел е да държат горещата плазма далеч от стените на реактора. Тези намотки са сред най-масивните и сложни структурни елементи.
За да могат активно да контролират формата на плазмата, бързо елиминирайки вибрациите по краищата на кабела, разработчиците предоставиха малки електромагнитни вериги с ниска мощност, разположени директно във вакуумната камера, под корпуса.
Инфраструктурата за термоядрено гориво е отделна интересна тема. Деутерият се намира в почти всяка вода и неговите запаси могат да се считат за неограничени. Но световните запаси от тритий възлизат на десетки килограми. 1 кг тритий струва около $30 млн. За първите изстрелвания на ITER ще са необходими 3 кг тритий. За сравнение, около 2 kg тритий годишно са необходими за поддържане на ядрените способности на армията на Съединените щати.
В бъдеще обаче реакторът ще се самоосигурява с тритий. Основната реакция на синтез произвежда високоенергийни неутрони, които са способни да преобразуват литиевите ядра в тритий. Разработването и тестването на първата стена на литиев реактор е една от най-важните цели на ITER. Първите тестове ще използват берилиево-медна облицовка, чиято цел е да предпазва механизмите на реактора от топлина. Според изчисленията, дори ако прехвърлим целия енергиен сектор на планетата на токамаци, световните запаси от литий ще са достатъчни за хиляда години работа.
Подготовката на 104-километровия ITER Path струва на Франция 110 милиона евро и четири години работа. Пътят от пристанището Фос-сюр-Мер до Кадараш беше разширен и укрепен, така че най-тежките и големи части от токамака да могат да бъдат доставени до мястото. На снимката: транспортер с тестов товар с тегло 800 тона.
От света чрез токамак
Прецизното управление на термоядрения реактор изисква прецизни диагностични инструменти. Един от ключови задачи ITER трябва да избере най-подходящия от петте дузини инструмента, които се тестват днес, и да започне разработването на нови.
Най-малко девет диагностични устройства ще бъдат разработени в Русия. Три са в Московския институт Курчатов, включително анализатор на неутронен лъч. Ускорителят изпраща фокусиран поток от неутрони през плазмата, която претърпява спектрални промени и се улавя от приемащата система. Спектрометрията с честота 250 измервания в секунда показва температурата и плътността на плазмата, силата електрическо полеи скоростта на въртене на частиците са параметри, необходими за управление на реактора за дългосрочно задържане на плазмата.
Изследователският институт Ioffe подготвя три инструмента, включително анализатор на неутрални частици, който улавя атоми от токамака и помага да се наблюдава концентрацията на деутерий и тритий в реактора. Останалите устройства ще бъдат направени в Trinity, където в момента се произвеждат диамантени детектори за вертикалната неутронна камера ITER. Всички горепосочени институти използват свои собствени токамаци за тестване. А в термичната камера на Ефремов NIIEFA се тестват фрагменти от първата стена и отклоняващата мишена на бъдещия реактор ITER.
За съжаление, фактът, че много от компонентите на бъдещ мегареактор вече съществуват в метала, не означава непременно, че реакторът ще бъде построен. През последното десетилетие прогнозната стойност на проекта нарасна от 5 на 16 милиарда евро, а планираното първо изстрелване беше отложено от 2010 г. за 2020 г. Съдбата на ITER зависи изцяло от реалностите на нашето настояще, преди всичко икономически и политически. Междувременно всеки учен, участващ в проекта, искрено вярва, че неговият успех може да промени бъдещето ни до неузнаваемост.
