У дома > Бивш > Технократично движение. Какво е токамак? Термоядрен реактор ще открие нова ера за човечеството Плазмена температура в токамак


Технократично движение. Какво е токамак? Термоядрен реактор ще открие нова ера за човечеството Плазмена температура в токамак




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 седемдесетте години бяха построени ТОКАМАКИ от следващото поколение след T-Z: T-7, T-10, T-11 в СССР, PLT и DIII-D в САЩ, ASDEX в Германия, TFR във Франция, JFT-2 в Япония и др. На TOKAMAK от това поколение бяха разработени методи за допълнително нагряване на плазмата, като инжектиране на неутрални атоми, електронно и йонно циклотронно нагряване, различни плазмени диагностики и системи за контрол на плазмата. 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. Плазмената конфигурация на дивертора 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. TOKAMAK JET и TFTR за първи път получиха висока термоядрена мощност на 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 позволиха да се създадат физическите основи, 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 чрез статистическа обработка на експериментална база данни от различни TOKAMAK, прогнозира, че продължителността на живота 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 надвишава 5 секунди, а мощността на термоядрените реакции ще бъде на ниво 1-1,5 GW.

Съдържанието на статията

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

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

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

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

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

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

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

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

Дизайн.

Устройството изглежда така - върху ядрото на трансформатора е поставена тороидална камера, плазмата в камерата всъщност е намотката на трансформатора. Атмосферният въздух се изпомпва от камерата и след това се въвежда смес от газове, съдържаща онези атоми, които ще участват в синтеза. След това токов импулс преминава през първичната намотка на трансформатора, достатъчен да предизвика повреда във вторичната „намотка“ (т.е. в газа) и токът започва да тече. Когато тече ток, плазмата се нагрява, но този метод сам по себе си не може да я нагрее над 20 милиона градуса, тъй като с повишаване на температурата съпротивлението на плазмата и генерирането на топлина намаляват. Токът, протичащ през плазмата, създава собствено магнитно поле, което компресира плазмата, повишавайки нейната температура и концентрация, но това все още не е достатъчно за постигане на критерия на Лоусън, така че плазмата трябва да се нагрява допълнително. Това допълнително нагряване може да се постигне чрез електромагнитно излъчване с честота от 10 MHz до 10 GHz, поток от неутрални атоми с висока енергия - около 0,1 MeV, или компресия от външно променливо магнитно поле.

Плазмата "живее" в магнитно поле. Постоянно поле може да се създаде от постоянен магнит, въпреки че те имат своите ограничения, но в този случай въпросът за постоянен магнит не възниква, т.к. необходими са променливи полета, така че се използва електромагнит, но се генерира топлина, когато токът протича през неговата намотка. Когато това се случи в плазмата, топлината се използва, а в намотката се губи, тя трябва да бъде отстранена и енергията, предназначена да осигури протичането на ток през намотките, се губи, докато забележима част от получената енергия би се изразходват за работата на електромагнитите, докато намотките ще бъдат направени от свръхпроводящи материали.

Един от важните проблеми на токамака е осигуряването на чистота на плазмата, тъй като примесите, влизащи в плазмата, спират реакцията. Те навлизат в плазмата от стените на камерата, тъй като работните вещества, пуснати в обема, могат да бъдат пречистени, а стената на камерата работи при такива условия, че проблемът от какво и как да се направи получи собственото си име: „ проблем на първата стена. Всичко, което излиза от плазмата (неутрони, протони, йони и електромагнитно лъчение в диапазона от инфрачервени до гама лъчи) разрушава стената, продуктите от разрушаването навлизат в плазмата. Проблемът с постоянството и проблемът с „невредността” се решават в противоположни посоки, т.к. колкото по-тежък е йонът, толкова по-вреден е (допустимата концентрация на тантал и волфрам е сто пъти по-малка от въглерода), а повечето устойчиви материали са базирани на тежки метали. По едно време големи надежди се възлагаха на въглеродни материали и композити на базата на карбиди, бориди и нитриди. Разгледани са порести и профилирани (с ребра или игли) стени. Като цяло е трудно да се каже какво не е взето предвид, но в крайна сметка берилият вече е избран като материал за стена.

гориво.

Най-лесният начин за сливане са ядрата на водородните изотопи - деутерий D и тритий Т. Ядрото на деутерия съдържа един протон и един неутрон. Деутерият се намира във вода - една част към 6500 части водород. Ядрото на трития се състои от протон и два неутрона. Сливането на ядрата на деутерий и тритий произвежда хелий He с атомна маса четири, неутрон ни се отделя енергия от 17,6 MeV.

D+T=4He+ н+ 17,6 MeV.

Оптимална реакционна температура – ​​2·10 8 К, критерий на Лоусън –

0,5 10 15 см –3 сек.

Друг вариант е сливането на две ядра на деутерий. Това се случва с приблизително еднаква вероятност в един от двата сценария: в първия, тритий, протон стри се отделя енергия 4 MeV, във втория - хелий с атомна маса 3, неутрон и енергия 3,25 MeV.

D+D=T+ стр+ 4,0 MeV, D + D = 3He + н+ 3,25 MeV.

Оптималната температура за тази реакция е 10 9 K, критерият на Лоусън е –10 15 cm –3 s.

Скоростта на реакцията D + T е стотици пъти по-висока от реакцията D + D, следователно за реакцията D + T е много по-лесно да се постигнат условия, когато освободената термоядрена енергия надвишава разходите за организиране на процесите на синтез. Възможни са и реакции на синтез с участието на други ядра на елементи (литий, бор и др.), но тези реакции протичат при още по-високи температури с необходимата скорост.

Тритият е нестабилен (период на полуразпад 12,4 години), но се предполага, че се получава на място от литиев изотоп и неутрони, произведени в реактора

6Li+ н= T + 4He + 4,8 MeV.

В същото време същият литий (съдържащата го система се нарича одеяло) се нагрява и може да служи като охлаждаща течност в първата (радиоактивна) верига. След това той предава топлина на втория кръг, в който водата се изпарява, а след това, както обикновено, на турбината, генератора и проводниците.

Проблемът е, че сливането на ядрата се възпрепятства от електрическите (кулонови) сили на отблъскване, така че за синтеза е необходимо да се преодолее кулоновата бариера, т.е. извършват работа срещу тези сили, предавайки необходимата енергия на ядрата. Има три възможности. Първият е да се ускори сноп от йони в ускорител и да се бомбардира твърда цел с тях. Този път е неефективен - енергията се изразходва за йонизиране на целевите атоми, а не за сближаване на ядрата. Вторият начин е да се изпращат два ускорени лъча йони един към друг, но и този начин е неефективен поради ниската концентрация на ядра в лъчите и краткото време на тяхното взаимодействие. Друг начин е веществото да се нагрее до температури около 100 милиона градуса. Колкото по-висока е температурата, толкова по-висока е средната кинетична енергия на частиците и толкова по-голям брой могат да преодолеят кулоновата бариера. Този метод е приложен в токамака.

Токамак (като ядрен реактор) не отделя никакви вредни вещества - нито химични, нито радиоактивни - не излъчва. През цялата история на токамака основният му физически (не технически) проблем е стабилността - плазменият кабел се огъва и разширява. Чрез избора на конфигурация на магнитното поле беше възможно да се увеличи стабилността на плазмата до точката на техническо изпълнение. Но какво ще стане, ако реакторът се срути? Все още няма отговор на този въпрос, но е ясно, че в случай на авария токамакът е по-малко опасен от ядрен реактор и не е много по-опасен от централа, работеща с въглища. Първо, ядреният реактор съдържа запас от гориво за години нормална работа. Това е голям плюс за подводница или космически полет, но също така създава фундаменталната възможност за голяма авария. В токамака няма "горивен" резерв. Второ, тъй като реакцията на синтез освобождава повече енергия, тогава при сравнима мощност количествата на самите вещества ще бъдат по-малки - плазмата в токамак "тежи" по-малко от сто грама, но колко тежи ядрото на реактора? И накрая, тритият има кратък полуживот и сам по себе си не е токсичен.

Леонид Ашкинази

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Оригинал взет от tnenergy по физика на токамаците на пръстите ви

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 извършите реакция на ядрен синтез (или синтез) D + T -> He4 + n + 17,6 MeV. За съжаление, за разлика от химичните реакции, тя не протича 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 с радиочестотно излъчване и инжектиране на бързи неутрални частици, до края на 70-те години беше възможно да се достигнат заветните 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 магнитното поле – тя се движи по силовите му 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 превърнати в по-голям брой неутрони 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, превръщайки го в тритий. Това премахва въпроса "къде ще вземем тритий в нашия реактор." Между другото, в ITER ще бъдат тествани до 6 експериментални версии на одеялото, в които ще бъде тритий произведен от литий. За съжаление няма да бъде самодостатъчен, но в бъдеще дори тези опитни блокове могат да затворят 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 максималното експериментално постигнато Q = 0,7 през 1997 г. в инсталацията JET и преизчислението (машината работеше на деутерий, а не на тритиев деутерий) 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.S. Посетете моя блог, имам новини за изграждането на ITER там.

P.P.S. Ако някой има нужда от учебник по физика на токамаците без опростявания, тогава

Знаем, че руските думи „белуга“, „водка“, „самовар“ навлязоха в чужди езици без превод. Но освен ирония, това не предизвиква нищо. Друго нещо е такава „непреводима“ дума като „сателит“, която показва високия потенциал на местната наука и технологии. 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 е руска дума“, казват участниците в престурнето до Международната 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 разпад, когато по-леките ядра се образуват от по-тежки ядра, тогава при термоядрения синтез, напротив, леките атомни ядра се комбинират, за да образуват 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 обикновени условия еднакво заредените ядра, разбира се, се отблъскват, но при свръхвисоки температури, напротив, те се обединяват. 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 на околната 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 генерален директор на проекта 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 в Санкт Петербург NIIEFA успешно тества прототип на резистори за бързо отстраняване на енергия от намотките на магнитна система, а в Нижни Новгород, в Научно-производственото предприятие Gikom, тестове 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.