Главная > Бывшие > Технократическое движение. Что такое «токамак»? Термоядерный реактор откроет человечеству новую эру Температура плазмы в токамаке


Технократическое движение. Что такое «токамак»? Термоядерный реактор откроет человечеству новую эру Температура плазмы в токамаке




Слово "ТОКАМАК" - это сокращение слов ТОроидальная, КАмера, МАгнитные Катушки, которые описывают основные элементы этой магнитной ловушки, изобретенной А.Д. Сахаровым в 1950 г. Схема ТОКАМАКа показана на Рис.4.

Рисунок 4. Схема принципиальных узлов ТОКАМАКа

Основное магнитное поле в тороидальной камере, содержащей горячую плазму, создается тороидальными магнитными катушками. Существенную роль в равновесии плазмы играет плазменный ток, который протекает вдоль тороидального плазменного шнура и создает полоидальное магнитное поле, направленное вдоль малого обхода тора. Результирующее магнитное поле имеет силовые линии в виде бесконечных спиралей, охватывающих центральную линию плазменного тора - магнитную ось. Таким образом, силовые линии магнитного поля образуют в ТОКАМАКе замкнутые, вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности. Ток в плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной обмоткой индуктора. При этом, плазменный виток играет роль вторичной обмотки. Очевидно, что индукционное поддержание тока в ТОКАМАКе ограничено запасом потока магнитного поля в первичной обмотке и возможно лишь в течении конечного времени. Кроме тороидальных катушек и первичной обмотки индуктора в ТОКАМАКе должны быть полоидальные обмотки, которые нужны для поддержания равновесия плазмы и контроля ее положения в камере. Токи, текущие в полоидальных катушках создают электромагнитные силы действующие на плазменный ток и таким образом могут изменить ее положение в камере и форму сечения плазменного шнура.

Первый ТОКАМАК был построен в России в Институте Атомной Энергии им И.В. Курчатова в 1956 г. Десять лет напряженных исследований и усовершенствований этого устройства привели к существенному прогрессу в плазменных параметрах ТОКАМАКов. ТОКАМАК Т-З получил к 1968 г температуру плазмы 0.5 КэВ и достиг параметров, существенно превосходящих достигнутых на других магнитных ловушках. С этого момента началось активное развитие этого направления и в других странах. В семидесятые года были построены ТОКАМАКи следующего за Т-З поколения: Т-7, Т-10, Т-11 в СССР, PLT и DIII-D в США, ASDEX в Германии, TFR во Франции, JFT-2 в Японии и др. На ТОКАМАКах этого поколения были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, такие как инжекция нейтральных атомов, электронный и ионный циклотронный нагрев, различные плазменные диагностики и разработаны системы управления плазмой. В результате на ТОКАМАКах второго поколения были получены внушительные параметры плазмы: температура в несколько КэВ, плотности плазмы превышающие 1020 м-3. Параметр ntE (Критерий Лоусона) достиг величины 5 ·1018. Кроме того, ТОКАМАК получил дополнительный, принципиально важный для реактора элемент - дивертор. С помощью токов в системе полоидальных витков силовые линии магнитного поля выводятся в современном ТОКАМАКе в специальную часть камеры. Диверторная конфигурация плазмы показана на Рис.5 на примере ТОКАМАКа DIII-D.

Рис.5. Сечение современного ТОКАМАКа DIII-D с вытянутой по вертикали плазмой и диверторной магнитной конфигурацией.

Дивертор позволяет лучше контролировать потоки энергии из плазмы и уменьшать поступление примесей в плазму. Важным достижением этого поколения ТОКАМАКов было открытие режимов с улучшенным удержанием плазмы - Н-моды.

В начале 80-х годов в строй вошло третье поколение ТОКАМАКов - машин с большим радиусом тора 2-3 м и плазменным током в несколько МА. Были построены пять таких машин: JET и TORUS-SUPRA в Европе, JT60-U в Японии, TFTR - в США и Т-15 в СССР. Параметры больших ТОКАМАКов приведены в Таблице 2. Две из этих машин, JET и TFTR, предусматривали работу с тритием и получение термоядерного выхода на уровне Qfus = Рсинтез/Рзатрат = 1.

ТОКАМАКи Т- 15 и TORUS-SUPRA имеют сверхпроводящие магнитные катушки, подобные тем, которые будут нужны в ТОКАМАКе-реакторе. Основная физическая задача машин этого поколения заключалась в исследовании удержания плазмы с термоядерными параметрами, уточнении предельных плазменных параметров, получение опыта работы с дивертором и др. Технологические задачи включали в себя: разработку сверхпроводящих магнитных систем, способных создавать поле с индукцией до 5 Тл в больших объемах, разработку систем для работы с тритием, приобретение опыта снятия высоких потоков тепла в диверторе, разработку систем для дистанционной сборки и разборки внутренних узлов установки, совершенствование плазменных диагностик и др.

Таблица 2. Основные параметры больших экспериментальных ТОКАМАКов. ТОКАМАК TFTR, уже, выполнил свою программу и был остановлен в 1997 г. Остальные машины продолжают работать.

1) ТОКАМАК Т-15 пока работал только в режиме с омическим нагревом плазмы и, поэтому, параметры плазмы, полученные на этой установке, достаточно низкие. В будущем, предусматривается ввести 10 МВт нейтральной инжекции и 10 МВт электронно-циклотронного нагрева.
2) Приведенное Qfus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET.

Это поколение ТОКАМАКов достигло пороговой величины Qfus = 1 и получило ntE всего в несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного ТОКАМАКа-реактора. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага - первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энергии и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. И хотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теоретическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстраполяции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирические закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов, полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, плазменного тока, вытянутости сечения плазмы и падает с ростом мощности нагрева плазмы.

Cкейлинг предсказывает, что ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1-1.5 ГВт.

Содержание статьи

ТОКАМАК – устройство для осуществления реакции термоядерного синтеза в горячей плазме в квазистационарном режиме, причем плазма создается в тороидальной камере и ее стабилизирует магнитное поле. Предназначение установки – преобразование внутриядерной энергии в тепловую и далее – в электрическую. Само cлово «токамак» является аббревиатурой от названия «тороидальная камера магнитная», однако создатели установки заменили в конце «г» на «к», чтобы не вызывать ассоциаций с чем-то магическим.

Атомную энергию (и в реакторе, и в бомбе) человек получает, разделяя ядра тяжелых элементов на более легкие. Энергия, приходящаяся на нуклон, максимальна для железа (так называемый «железный максимум»), а т.к. максимум посредине, то энергия будет выделяться не только при распаде тяжелых, но и при соединении легких элементов. Этот процесс называется термоядерным синтезом, он происходит в водородной бомбе и термоядерном реакторе. Термоядерных реакций, реакций синтеза, известно много. Источником энергии могут быть те, для которых есть недорогое топливо, причем возможны два принципиально разных пути запуска реакции синтеза.

Первый путь – «взрывной»: часть энергии тратится на то, чтобы привести в необходимое исходное состояние очень небольшое количество вещества, происходит реакция синтеза, выделившаяся энергия преобразуется в удобную форму. Собственно, это водородная бомба, только весом в миллиграмм. В качестве источника исходной энергии использовать атомную бомбу нельзя она не бывает «маленькой». Поэтому предполагалось, что миллиметровая таблетка из дейтерий-тритиевого льда (или стеклянная сфера со сжатой смесью дейтерия и трития) будет облучаться со всех сторон лазерными импульсами. Плотность энергии на поверхности должна быть при этом такой, чтобы превратившийся в плазму верхний слой таблетки оказался нагрет до температуры, при которой давление на внутренние слои и сам нагрев внутренних слоев таблетки станут достаточными для реакции синтеза. При этом импульс должен быть настолько коротким, чтобы вещество, превратившееся за наносекунду в плазму с температурой в десять миллионов градусов, не успевало разлететься, а давило на внутреннюю часть таблетки. Эта внутренняя часть сжимается до плотности, в сто раз большей, чем плотность твердых тел, и нагревается до ста миллионов градусов.

Второй путь. Исходные вещества можно нагреть относительно медленно – они превратятся в плазму, а потом в нее можно любым способом вводить энергию, вплоть до достижения условий начала реакции. Для протекания термоядерной реакции в смеси дейтерия с тритием и получения положительного выхода энергии (когда энергия, выделившаяся в результате термоядерной реакции окажется больше энергии, затраченной на осуществление этой реакции), нужно создать плазму с плотностью хотя бы 10 14 частиц/см 3 (10 –5 атм.), и нагреть ее примерно до 10 9 градусов, при этом плазма становится полностью ионизованной.

Такой нагрев необходим, чтобы ядра могли сблизиться, несмотря на кулоновское отталкивание. Можно показать, что для получения энергии нужно поддерживать это состояние не менее секунды (так называемый «критерий Лоусона»). Более точная формулировка критерия Лоусона – произведение концентрации и времени поддержания этого состояния должно быть порядка 10 15 сЧ см –3 . Главная проблема – устойчивость плазмы: за секунду она много раз успеет расшириться, коснуться стенок камеры и охладиться.

В 2006 международное сообщество приступает к строительству демонстрационного реактора. Этот реактор не будет настоящим источником энергии, но он спроектирован так, что после него – если все нормально заработает – можно будет приступить к строительству «энергетических», т.е. предназначенных для включения в энергосеть, термоядерных реакторов. Самые крупные физические проекты (ускорители, радиотелескопы, космические станции) становятся настолько дорогими, что рассмотрение двух вариантов оказывается не по карману даже объединившему свои усилия человечеству, поэтому приходится делать выбор.

Начало работ над управляемым термоядерным синтезом следует отнести к 1950, когда И.Е.Тамм и А.Д.Сахаров пришли к выводу, что реализовать УТС (управляемый термоядерный синтез) можно с помощью магнитного удержания горячей плазмы. На начальном этапе работы у нас в стране велись в Курчатовском институте под руководством Л.А.Арцимовича . Основные проблемы можно разделить на две группы – проблемы неустойчивости плазмы и технологические (чистый вакуум, стойкость к облучению и т.п.) Первые токамаки были созданы в 1954–1960, сейчас в мире построено более 100 токамаков. В 1960-х было показано, что только с помощью нагрева за счет пропускания тока («омического нагрева») нельзя довести плазму до термоядерных температур. Наиболее естественным путем повышения энергосодержания плазмы казался метод внешней инжекции быстрых нейтральных частиц (атомов), но только в 1970-х был достигнут необходимый технический уровень и поставлены реальные эксперименты с применением инжекторов. Сейчас наиболее перспективными считаются нагрев нейтральных частиц инжекцией и электромагнитным излучением СВЧ-диапазона. В 1988 в Курчатовском институте построен токамак предреакторного поколения Т-15 со сверхпроводящими обмотками. С 1956, когда во время визита Н.С.Хрущева в Великобританию И.В.Курчатов сообщил о проведении этих работ в СССР. работы в этой области ведутся совместно несколькими странами. В 1988 СССР, США, Европейский Союз и Япония начали проектирование первого экспериментального реактора-токамака (установка будет строиться во Франции).

Размеры спроектированного реактора – 30 метров в диаметре при 30-метровой высоте. Ожидаемый срок сооружения этой установки – восемь лет, а срок эксплуатации – 25 лет. Объем плазмы в установке – порядка 850 кубических метров. Ток в плазме – 15 мегаампер. Термоядерная мощность установки 500 Мегаватт поддерживается в течение 400 секунд. В дальнейшем это время предполагается довести до 3000 секунд, что даст возможность проводить на реакторе ИТЭР первые реальные исследования физики термоядерного синтеза («термоядерного горения») в плазме.

Конструкция.

Устройство выглядит так – тороидальная камера надета на сердечник трансформатора, плазма в камере является, по сути дела, обмоткой трансформатора. Из камеры откачивают атмосферный воздух, а потом напускают смесь газов, содержащих те атомы, которые будут участвовать в синтезе. Затем по первичной обмотке трансформатора пропускают импульс тока, достаточный для того, чтобы во вторичной «обмотке» (т.е. в газе) произошел пробой и начал течь ток. При протекании тока плазма нагревается, но одним этим методом не удается ее нагреть выше 20 млн. градусов, поскольку с ростом температуры сопротивление плазмы и выделение тепла уменьшаются. Ток, текущий по плазме, создает свое магнитное поле, которое сжимает плазму, увеличивая ее температуру и концентрацию, но этого еще недостаточно для достижения критерия Лоусона, поэтому плазму надо нагревать дополнительно. Этот добавочный нагрев может достигаться электромагнитным излучением частотой от 10 Мгц до 10 Ггц, потоком нейтральных атомов с высокой энергией – около 0,1 МэВ или сжатием внешним переменным магнитным полем.

Плазма «живет» в магнитном поле. Постоянное поле можно было бы создать постоянным магнитом, хотя у них есть свои ограничения, но в данном случае вопрос о постоянном магните не возникает, т.к. нужны переменные поля, поэтому используется электромагнит, но при протекании тока по его обмотке выделяется тепло. Когда это происходит в плазме, тепло используется, а в обмотке – тратится зря, его надо отводить, и тратить энергию, предназначенную для обеспечения протекания тока по обмоткам – тратить, при этом на работу электромагнитов тратилась бы заметная доля полученной энергии, при этом обмотки будут делать из сверхпроводящих материалов.

Одной из важных проблем токамака является обеспечение чистоты плазмы, так как попадающие в плазму примеси прекращают реакцию. Попадают они в плазму со стенок камеры, так как запускаемые в объем рабочие вещества можно очистить, а стенка камеры работает в таких условиях, что проблема – из чего и как ее сделать – получила собственное название: «проблема первой стенки». Все, что выходит из плазмы (нейтроны, протоны, ионы и электромагнитное излучение в диапазоне от инфракрасного до гамма-лучей), разрушает стенку, продукты разрушения попадают в плазму. Проблема стойкости и проблема «не вредности» решаются в противоположных направлениях, т.к. чем тяжелее ион, тем он вреднее (допустимая концентрация тантала и вольфрама в сто раз меньше, чем углерода), а большинство стойких материалов создано на основе именно тяжелых металлов. Одно время большие надежды возлагались на углеродные материалы и композиты на основе карбидов, боридов и нитридов. Рассматривались пористые и профилированные (с ребрами или иглами) стенки. И вообще, трудно сказать, что не рассматривалось, но в итоге в качестве материала стенок сейчас выбран бериллий.

Горючее.

Легче всего происходит слияние ядер изотопов водорода – дейтерия D и трития T. Ядро дейтерия содержит один протон и один нейтрон. Дейтерий есть в воде – одна часть на 6500 частей водорода. Ядро трития состоит из протона и двух нейтронов. При синтезе ядер дейтерия и трития образуются гелий He с атомной массой, равной четырем, нейтрон n и выделяется энергия 17,6 МэВ.

D + T = 4He + n + 17,6 МэВ.

Оптимальная температура реакции – 2·10 8 К, критерий Лоусона –

0,5·10 15 см –3 ·сек.

Другой вариант – слияние двух ядер дейтерия. Оно происходит примерно с одинаковой вероятностью по одному из двух сценариев: в первом образуются тритий, протон p и выделяется энергия 4МэВ, во втором – гелий с атомной массой 3, нейтрон и энергия 3,25 МэВ.

D + D = T + p + 4,0 МэВ, D + D = 3He + n + 3,25 МэВ.

Оптимальная температура для этой реакции 10 9 К, критерий Лоусона –10 15 см –3 ·сек.

Скорость реакции D + T в сотни раз выше, чем реакции D + D, поэтому для реакции D + T значительно легче достичь условий, когда выделившаяся термоядерная энергия превзойдет затраты на организацию процессов слияния. Возможны и реакции синтеза с участием других ядер элементов (лития, бора и др.), однако эти реакции с нужной скоростью протекают при еще более высоких температурах.

Тритий нестабилен (период полураспада 12,4 года), но его предполагается получать на месте из изотопа лития и получающихся в реакторе же нейтронов

6Li + n = Т + 4He + 4,8 МэВ.

Одновременно этот же литий (система, его содержащая, называется бланкетом) нагревается и может служить теплоносителем в первом (радиоактивном) контуре. Далее он передает тепло второму контуру, в котором вода испаряется, и затем как обычно – турбина, генератор, провода.

Проблема заключается в том, что слиянию ядер препятствуют электрические (кулоновские) силы расталкивания, поэтому для синтеза необходимо преодолеть кулоновский барьер, т.е. совершить работу против этих сил, сообщая ядрам необходимую энергию. Есть три возможности. Первая – разогнать в ускорителе пучок ионов и бомбардировать ими твердую мишень. Этот путь неэффективен – энергия расходуется на ионизацию атомов мишени, а не на сближение ядер. Второй путь – направить навстречу друг другу два ускоренных пучка ионов, но и этот путь неэффективен из-за низкой концентрации ядер в пучках и малого времени их взаимодействия. Еще один путь – нагрев вещества до температур порядка 100 млн. градусов. Чем выше температура, тем выше средняя кинетическая энергия частиц и тем большее их количество может преодолеть кулоновский барьер. Этот метод и реализован в токамаке.

Токамак (как и ядерный реактор) не выделяет никаких вредных веществ – ни химических, ни радиоактивных – он не выделяет. За всю историю токамака главной его физической (не технической) проблемой была устойчивость – плазменный шнур изгибался и расширялся. Подбором конфигурации магнитного поля удалось увеличить устойчивость плазмы до возможности технической реализации. Но что произойдет, если все-таки реактор разрушится? Ответа на этот вопрос пока нет, однако ясно, что в случае аварии токамака он менее опасен, чем атомный реактор, и не намного более опасен, чем станция на угле. Во-первых, атомный реактор содержит в себе запас горючего на годы нормальной работы. Это большой плюс для подводной лодки или космического полета, но это же создает принципиальную возможность крупной аварии. В токамаке запаса «горючего» нет. Во-вторых, поскольку при реакции синтеза выделяется больше энергии, то при сравнимой мощности сами количества веществ будут меньше – плазма в токамаке «весит» меньше ста грамм, а сколько весит активная зона реактора? И наконец, тритий имеет маленький период полураспада и сам по себе не ядовит.

Леонид Ашкинази

TOKAMAK (сокр. от "тороидальная камера с магн. катушками")- устройство для удержания высокотемпературной с помощью сильного магн. поля. Идея T. была высказана в 1950 академиками И. E. Таммом и А. Д. Сахаровым; первые эксперим. исследования этих систем начались в 1956.

Принцип устройства ясен из рис. 1. Плазма создаётся в тороидальной вакуумной камере, к-рая служит как бы единственным замкнутым витком вторичной обмотки трансформатора. При пропускании нарастающего во времени тока в первичной обмотке трансформатора 1 внутри вакуумной камеры 5 создаётся вихревое продольное элек-трич. поле. При не очень большой начальной газа (обычно используется водород или его изотопы) происходит его электрич. пробой и вакуумная камера заполняется плазмой с последующим нарастанием большого продольного тока I p . В совр. крупных T. ток в плазме составляет неск. миллионов ампер. Этот ток создаёт собственное полоидальное (в плоскости поперечного сечения плазмы) магн. поле В q . Кроме того, для стабилизации плазмы используется сильное продольное магн. поле В f , создаваемое с помощью спец. обмоток тороидального магн. поля. Именно комбинацией тороидального и полоидального магн. полей обеспечивается устойчивое удержание высокотемпературной плазмы (см. Тороидальные системы ),необходимое для осуществления управляемого термоядерного синтеза .

Рис. 1. Схема токамака: 1 - первичная обмотка транс форматора; 2 -катушки тороидального магнитного поля; 3 - лайнер, тонкостенная внутренняя камера для вырав нивания тороидального электрического поля; 4 - катуш ки полоидального магнитного поля; 5 - вакуумная каме ра; б -железный сердечник (магнитопровод) .

Операционные пределы . Магн. поле T. достаточно хорошо удерживает высокотемпературную плазму, но только в определённых пределах изменения её параметров. Первые 2 ограничения относятся к току плазмы I p и её ср. плотности п , выраженной в единицах числа частиц (электронов или ионов) в 1 м 3 . Оказывается, что при заданной величине тороидального магн. поля ток плазмы не может превышать нек-рого предельного значения, иначе плазменный шнур начинает извиваться по винтовой линии и в конце концов разрушается: развивается т. н. неустойчивость срыва тока. Для характеристики предельного тока используется коэф. запаса q по винтовой неустойчивости, определяемый соотношением q = 5B j a 2 /RI p . Здесь а - малый, R - большой радиус плазменного шнура, B j - тороидальное магн. поле, I p - ток в плазме (размеры измеряются в метрах, магн. поле - в теслах, ток - в MA). Необходимым условием устойчивости плазменного шнура является неравенство q >], к-рое наз. к р и т е р и е м К р у-с к а л а - Ш а ф р а н о в а. Эксперименты показывают, что надёжно устойчивый режим удержания достигается лишь при значениях .

Для плотности имеются 2 предела - нижний и верхний. Ниж. предел по плотности связан с образованием т. н. ускоренных, или убегающих электронов . При малой плотности частота столкновений электронов с ионами становится недостаточной для предотвращения их перехода в режим непрерывного ускорения в продольном электрич. поле. Ускоренные до высоких энергий электроны могут представлять опасность для элементов вакуумной камеры, поэтому плотность плазмы выбирается настолько большой, чтобы ускоренных электронов не было. С др. стороны, при достаточно высокой плотности режим удержания плазмы вновь становится неустойчивым из-за радиационных и атомарных процессов на границе плазмы, к-рые приводят к сужению токового канала и развитию винтовой неустойчивости плазмы. Верх. предел по плотности характеризуется безразмерными параметрами My-раками M=nR/B j и Хьюгелла H=nqR/B j (здесь ср. по сечению плотность электронов n измеряется в единицах 10 20 частиц/м 3). Для устойчивого удержания плазмы необходимо, чтобы числа M и H не превышали нек-рых критич. значений.

При нагреве плазмы и повышении её давления появляется ещё один предел, характеризующий максимальное устойчивое значение давления плазмы, p = n(T e +T i) , где Т е, T i -электронная и ионная темп-ры. Этот предел накладывается на величину b, равную отношению ср. давления плазмы к давлению магн. поля; упрощённое выражение для предельного значения b даётся соотношением Тройона b c =gI p /aB j , где g -числовой множитель, равный примерно 3 . 10 -2 .

Термоизоляция . Возможность нагрева плазмы до очень высоких темп-р связана с тем, что в сильном магн. поле траектории заряж. частиц выглядят как спирали, навитые на линии магн. поля. Благодаря этому электроны и ионы длительное время удерживаются внутри плазмы. И только за счёт столкновений и небольших флуктуации электрич. и магн. полей энергия этих частиц может переноситься к стенкам в виде теплового потока. Эти же механизмы определяют величину диффузионных потоков. Эффективность магн. термоизоляции плазмы характеризуется энер-гетич. временем жизни т E = W/P , где W -полное энергосодержание плазмы, a P -мощность нагрева плазмы, необходимая для поддержания её в стационарном состоянии. Величину t E можно рассматривать также как характерное время остывания плазмы, если мощность нагрева внезапно отключается. В спокойной плазме потоки частиц и тепла к стенкам камеры создаются за счёт парных столкновений электронов и ионов. Эти потоки вычисляются теоретически с учётом реальных траекторий заряж. частиц в магн. поле T. Соответствующая теория диффузионных процессов наз. неоклассической (см. Переноса процессы ).В реальной плазме T. всегда присутствуют небольшие флуктуации полей и потоков частиц, поэтому реальные уровни потоков тепла и частиц обычно значительно превышают предсказания неоклассич. теории.

Эксперименты, проведённые на многих T. разл. формы и размеров, позволили суммировать результаты исследований механизмов переноса в виде соответствующих эм-пирич. зависимостей. В частности, были найдены зависимости энергетич. времени жизни т E от осн. параметров плазмы для разл. мод удержания. Эти зависимости наз. с к е й л и н г а м и; они успешно используются для предсказания параметров плазмы во вновь вводимых в строй установках.

Самоорганизация плазмы . В плазме T. постоянно имеются слабонелинейные , к-рые влияют на профили распределения темп-ры, плотности частиц и плотности тока по радиусу, как бы управляют ими. В частности, в центр. области плазменного шнура очень часто присутствуют т. н. пилообразные колебания, отражающие периодически повторяющийся процесс постепенного обострения и затем резкого уплощения профиля темп-ры. Пилообразные колебания предотвращают контракцию тока к магн. оси тора (см. Контракция газового разряда) . Кроме того, в T. время от времени возбуждаются винтовые моды (т. н. т и р и н г-м о д ы), к-рые вне шнура наблюдаются в виде низкочастотных магн. колебаний. Тиринг-моды способствуют установлению более устойчивого распределения плотности тока по радиусу. При недостаточно осторожном обращении с плазмой тиринг-моды могут нарасти настолько, что вызываемые ими возмущения магн. поля разрушают магн. поверхности во всём объёме плазменного шнура, магн. конфигурация разрушается, энергия плазмы выбрасывается к стенкам и ток в плазме прекращается из-за её сильного охлаждения (см. Тиринг-неустойчивости ).

Кроме этих объёмных колебаний существуют моды колебаний, локализованные на границе плазменного шнура. Эти моды очень чувствительны к состоянию плазмы на самой периферии, их поведение усложнено атомарными процессами. Внеш. и внутр. моды колебаний могут сильно влиять на процессы переноса тепла и частиц, они приводят к возможности перехода плазмы из одного режима магн. термоизоляции в другой и обратно. Если в плазме T. распределение частиц по скоростям сильно отличается от , то возникает возможность для развития кинетич. неустойчивостей. Напр., при рождении большого кол-ва убегающих электронов развивается т. н. веерная неустойчивость, приводящая к трансформации продольной энергии электронов в поперечную. Кинетич. неустойчивости развиваются также при наличии ионов с высокой энергией, возникающих при дополнит. нагреве плазмы.

Нагрев плазмы . Плазма любого T. автоматически подогревается за счёт джоулева тепла от протекающего по ней тока. Джоулева энерговыделения достаточно для получения темп-ры в неск. млн. градусов. Для целей управляемого термоядерного синтеза нужны темп-ры >10 8 К, поэтому все крупные T. дополняются мощными системами нагрева плазмы . Для этого используются либо эл--магн. волны разл. диапазонов, либо прямая быстрых частиц в плазму. Для высокочастотного нагрева плазмы удобно использовать резонансы, к-рые отвечают внутр. колебат. процессам в плазме. Напр., нагрев ионной компоненты удобно осуществлять в диапазоне гармоник циклотронных частот либо осн. ионов плазмы, либо специально подобранных ионов-присадок. Нагрев электронов осуществляется при электронно-циклотронном резонансе.

При нагреве ионов с помощью быстрых частиц обычно используются мощные пучки нейтральных атомов. Такие пучки не взаимодействуют с магн. полем и проникают глубоко внутрь плазмы, там они ионизуются и захватываются магн. полем T.

С помощью дополнит, методов нагрева темп-ру плазмы T. удаётся поднять >3·10 8 К, что вполне достаточно для протекания мощной термоядерной реакции. В будущих разрабатываемых T.-реакторах нагрев плазмы будет осуществляться высокоэнергетичными альфа-частицами, возникающими при реакции слияния ядер дейтерия и трития.

Стационарный токамак . Обычно ток в плазме протекает только при наличии вихревого электрич. поля, создаваемого за счёт увеличения магн. потока в индукторе. Индукционный механизм поддержания тока ограничен во времени, так что соответствующий режим удержания плазмы является импульсным. Однако импульсный режим не является единственно возможным, нагрев плазмы может использоваться и для поддержания тока, если наряду с энергией в плазму передаётся и импульс, разный для разных компонент плазмы. Неиндукционное поддержание тока облегчается за счёт генерации тока самой плазмой при её диффузионном расширении к стенкам (бутстрэп-эффект). Бутстрэп-эффект был предсказан неоклассич. теорией и подтверждён затем экспериментально. Эксперименты показывают, что плазма T. может удерживаться стационарно, и гл. усилия по практич. освоению стационарного режима направлены на повышение эффективности поддержания тока.

Дивертор, управление примесями . Для целей управляемого термоядерного синтеза требуется очень чистая плазма на основе изотопов водорода. Чтобы ограничить примесь др. ионов в плазме, в ранних T. плазма ограничивалась т. н. л и м и т е р о м (рис. 2, а) , т. е. диафрагмой, не допускающей соприкосновения плазмы с большой поверхностью камеры. В совр. T. используется гораздо более сложная диверторная конфигурация (рис. 2, б) , создаваемая катушками полоидального магн. поля. Эти катушки необходимы даже для плазмы круглого сечения: с их помощью создаётся вертикальная компонента магн. поля, к-рая при взаимодействии с осн. током плазмы не позволяет плазменному витку выброситься на стенку по направлению большого радиуса. В диверторной конфигурации витки полоидального магн. поля расположены так, чтобы сечение плазмы было вытянуто в вертикальном направлении. При этом замкнутые магн. поверхности сохраняются только внутри , снаружи её силовые линии уходят внутрь диверторных камер, где происходит нейтрализация потоков плазмы, вытекающих из осн. объёма. В диверторных камерах удаётся смягчить нагрузку от плазмы на диверторные пластины за счёт дополнит. охлаждения плазмы при атомарных взаимодействиях.

Рис. 2. Поперечный разрез плазмы круглого сечения (а )и вертикально вытянутого с образованием диверторной конфигурации (6): 1-плазма; 2- лимитер; 3 - стенка камеры; 4 - сепаратриса; 5 -диверторная камера; 6 - ди-верторные пластины .

Токамак-реактор . Гл. целью исследований на установках T. является освоение концепции магн. удержания плазмы для созданий термоядерного реактора . На T. удаётся создать устойчивую высокотемпературную плазму с темп-рой и плотностью, достаточными для термоядерного реактора; установлены закономерности для термоизоляции плазмы; осваиваются методы поддержания тока и управления уровнем примесей. Работы на T. переходят из фазы чисто физ. исследований в фазу создания эксперим. .

Лит.: Арцимович Л. А., Управляемые , 2 изд., M., 1963; Лукьянов С. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, M., 1975; Kadomtsev B. В., Tokamak plasma a complex physical system, L., 1992. Б. Б. Кадомцев .

Оригинал взят у tnenergy в Физика токамаков на пальцах

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

Ликбез

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

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

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

На этом месте каждый уважающий себя популяризатор вставляет эту картинку.

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

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

Нагрев и чистота плазмы


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

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


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

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

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

Магнитное удержание (конфаймент).

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

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

Примерно так видят ИТЭР теоретики.

Можно строить термоядерную электростанцию? Не совсем….

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

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

Нестабильности

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

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

Токомакостроители согласны насчет "мало".

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

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

Сферический токамак - это новый повод попросить еще денег.

Нейтроны и тритий

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

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

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

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

Подводя итог

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

Светлое будущее

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

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

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

Мы знаем, что русские слова «белуга», «водка», «самовар» вошли в иностранные языки без перевода. Но, кроме иронии, это ничего не вызывает. Другое дело такое «непереводимое» слово, как «спутник», показывающее высокий потенциал отечественной науки и техники. Но «спутник» уже в прошлом. Появился ли какой-то новый термин, который может вызывать гордость за страну?

200 тыс. кВт-ч электроэнергии достаточно, чтобы обеспечить все потребности современного европейца в течение 30 лет. Для выработки такого количества элект­ричества достаточно одной ванны воды (45 л) и столько лития, сколько его содержится в одной батарейке для компьютера. Но при нынешних технологиях получения энергии за счёт ископаемого топлива на это уходит 70 т угля.

Есть ещё одно слово, которое на всех языках произносится одинаково - «токамак». Русская аббревиатура дала название многочисленным сооружённым по миру установкам, в которых плазма в процессе термоядерного синтеза удерживается магнитным полем. Токамаком называют и будущий реактор международного проекта ИТЭР, который должен дать человечест-ву доступ к практически неисчерпаемому источнику энергии.

«Это русское слово, - говорит участникам пресс-тура в Международную организацию ИТЭР (Интернациональный термоядерный экспериментальный реактор. - Авт. ) Роберт Арно из службы коммуникаций. - А что оно означает, скажет мой коллега из России».

И Александр Петров, представитель российского Проектного центра ИТЭР , охотно поясняет: «Тороидальная камера с магнитными катушками!» Потом ему ещё не раз пришлось повторять это в диктофоны и камеры журналистов стран Европы, Кореи, Китая, Канады…

Как происходит синтез?

Идею токамака предложил академик Лаврентьев, а доработали её Андрей Сахаров и Игорь Тамм . Если нынешние технологии ядерной энергетики основаны на реакции распада, когда из более тяжёлых ядер образуются более лёгкие, то при термоядерном синтезе, наоборот, лёгкие атомные ядра соединяются, образуя более тяжёлые.

В основном речь идёт об изотопах водорода - дейтерии и тритии. Ядро первого состоит из протона и нейтрона, а ядро второго - из протона и двух нейтронов. В обычных условиях одинаково заряженные ядра, конечно, отталкиваются друг от друга, но при сверхвысоких температурах, наоборот, соединяются. В результате образуется ядро гелия плюс один свободный нейтрон, но главное - при этом высвобождается огромное количество энергии, которую раньше атомы тратили на взаимодействие друг с другом. Дейтерий легко «достаётся» из воды, а тритий более нестабилен, поэтому нарабатывается внутри установки за счёт реакции с литием.

Один термоядерный реактор - Солнце - дал человечеству возможность жить на нашей планете, согревая своим теплом. В центре звезды, где под воздействием гравитации достигается очень высокая плотность плазмы, реакция протекает при температуре 15 млн°С. На Земле достигнуть такой плотности не получится - остаётся только повышать температуру. В реакторе проекта ИТЭР она должна достигать 150 млн°С - в 10 раз выше, чем в солнечном ядре!

Кто-нибудь, кроме физиков, может себе такую представить? А какой из возможных на Земле материалов может её выдержать? Нет такого. Поэтому и придуман токамак. Его вакуумная камера в форме пустотелого «бублика» окружается сверхпроводящими электромагнитами - они создают тороидальное и полоидальное магнитные поля, которые не позволяет раскалённой плазме касаться стенок камеры. Есть ещё и центральный электромагнит - индуктор. Изменение тока в нём вызывает в плазме движение частиц, необходимое для синтеза.

Топлива для термоядерного синтеза нужно минимум, а без-опасность значительно выше, чем при нынешних технологиях. Ведь плотность плазмы очень мала (в миллион раз ниже плотности атмосферы!) - соответственно никакого взрыва быть не может. А при малейшем снижении температуры реакция прекращается - тогда плазма, как говорят физики, просто «осыпается», не нанося никакого вреда окружающей среде. Кроме того, загружаться топливо будет непрерывно, то есть работу реактора легко остановить в любой момент. Радиоактивных отходов он практически не производит.

Сколь долог путь?

С конца 60-х, когда успех советских физиков в области управляемой термоядерной реакции стал очевиден, токамаки появились не только в России, но и в Казахстане, США, Европе, Японии, Китае. Они доказали, что создавать и удерживать высокотемпературную плазму, в которой идёт реакция, реально. Однако до сих пор удержание было коротким, исчисляясь секундами, а также затратным в смысле энергии, потраченной на разогрев. Для науки такие результаты были достаточными, а для того чтобы человечество могло шагнуть в новую энергетическую эру - нет.

И тогда родилась идея международного проекта, основная задача которого - построить реактор, способный вырабатывать энергию в объёмах, значительно больших, чем необходимо для поддержания термоядерной реакции. Q ≥ 10 - так формулируют её физики.

Начало было положено в 1985 г. на встрече глав СССР и США. Проект назвали Интернациональным термоядерным экспериментальным реактором: ITER - в английской транскрипции, ИТЭР - в русской. Он решает общую для всего человечест-ва задачу, да и масштаб таков, что одной стране не потянуть, потому и стал международным. Сегодня в нём участвуют страны ЕС, Китай, Индия, Япония, Республика Корея, Россия и США. Участие каждой стороны определено: Европа - 45%, остальные - по 9% с небольшим, но выражается это не валютой, а осязаемым вкладом - выполненными работами или изготовленным оборудованием.

Понадобились десятилетия, чтобы проект выстроился и «вычертился» - на бумаге, в 3D-моделях. И теперь уже его черты и линии наносятся на реальной площадке на юге Франции, по соседству с исследовательским центром Кадараш, в котором имеется свой токамак.

В чём наш вклад?

Запах прованских трав обволакивает холмистый пейзаж, в том числе и внушительных размеров площадку (42 га, или 60 футбольных полей) с пятью огромными башенными кранами, где полным ходом идёт строительство корпусов, которых будет здесь 39. К 2020 г. оно должно закончиться, но оборудование начнёт поступать раньше - по мере завершения определённых этапов.

Основные поставки из России приходятся по графику на 2016-2017 гг. Наша страна участвует в сооружении всех основных конструкций мегатокамака, изготавливает сверхпроводники, создаёт системы испытаний и диагностики. Более 30 российских предприятий и организаций задействованы в этом, большинство из них - дочерние предприятия Госкорпорации «Росатом». Ведь именно в атомной отрасли, несмотря на пережитые страной тяжёлые времена, удалось сохранить высокий научный и производственный потенциал.

«В рамках российских обязательств изготавливается 25 систем для ИТЭР. Это не эксперименты и не НИОКР - это оборудование, которое надо поставить в Кадараш в срок», - говорит Анатолий Красильников, руководитель Проектного центра ИТЭР - российского агентства ИТЭР .

Само оборудование это уникально - в большинстве случаев для его создания разрабатываются абсолютно новые технологии. К примеру, первая стенка бланкета («одеяла») плазменной камеры, на которую придётся максимальная температурная нагрузка. Какие материалы смогут выдержать? Какие нюансы в конструкцию нужно заложить? На эти вопросы уже нашли ответы в Научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова (НИИЭФА). Стенка будет из бериллия, и не сплошная, а нарезанная маленькими квадратными пластинками - чтобы материалу легче было «дышать» и он не растрескался от высоких температур, как земля в летний зной.

Ещё одна серьёзная задача, которую уже решили росатомовские учёные и специалисты, - соединение друг с другом разных материалов: бериллия - бронзы, меди - нержавеющей стали, вольфрама - меди. Обычная сварка для условий проекта не подходит, поэтому медь наплавляют на вольфрам в вакуумной камере, сталь соединяют с медью методом «сварки взрывом» - тогда образуется единый металлический блок, который уже не разъединить даже сверхвысоким температурам.

Участие в проекте - серьёзный толчок не только для отечественной науки, но и для экономики страны, поскольку даёт возможность шагнуть на иной уровень технологий и производств, а иногда и прыгнуть. К примеру, на Чепецком механическом заводе за 4 года с нуля освоили производство продукции из титановых сплавов. В прошлом году наши атомщики уже завершили поставки сверхпроводящих стрендов для ИТЭР. Благодаря участию в проекте на заводе запущена новая - сложная и дорогостоящая - номенклатура изделий, что значительно повысило доходы предприятия.

Отчего пробуксовки?

Собственно, желанием овладеть технологиями во многом объясняется международная кооперация в проекте. Ведь независимо от того, кто занимался разработкой или производством конкретной детали или конст-рукции, созданные технологии становятся общим для всех стран-участниц интеллектуальным продуктом и могут использоваться ими в других целях.

Правда, демократичные условия участия и отсутствие общего бюджета проекта обернулись тем, что не все справляются со своими обязательствами в срок. Начались задержки и разногласия. И если к России никаких претензий нет, она - самая обязательная сторона в проекте, то в той же Европе наметилось заметное отставание.

Сдвинулись и намеченные поначалу сроки. Получить первую плазму к 2020 г., а первую энергию в сети - к 2027 г. уже нереально. Конечно, во многом это объясняется новаторством проекта - никто в мире ничего подобного преж-де не делал. И естественно, что жизнь вносит в бумажные расчёты свои корректировки. Но, с другой стороны, есть и элементарная необязательность. Исключить её намерен новый генеральный директор проекта Бернар Биго . По его словам, к концу этого года должен быть утверждён скорректированный график и пересмотрена система управления проектом. Он не исключает, что какие-то работы могут быть перераспределены между участниками.

«Мы думали, что соблюдать поставленные сроки получится просто благодаря добросовест-ности и добрым намерениям. Теперь поняли, что без строгого менеджмента ничего не выйдет. Но речь не о том, кто кем будет управлять, - мы должны научиться работать сообща», - говорит Б. Биго.

Зачем мечтать?

Новый гендиректор - из тех учёных, которые не просто верят в проект, но убеждены в его успехе. «Нет «плана Б», нет альтернативы, - считает он. - Мы можем вносить корректировки. Но это уже - реальная история».

Реальностью называют проект и сотни наших учёных и специалистов. А как же ещё? Ведь в организации ИТЭР пока ничего, кроме офисного здания и стройплощадки, нет. Но в наших росатомовских НИИ и на его предприятиях, а также в других организациях и компаниях, задействованных в проекте, - есть. Уже сделали сверхпроводники, выпустили невиданные доселе кабели, где сотни скрученных проводов помещены в оболочку из меди и стали, приступили к намотке катушек. Недавно в питерском НИИЭФА прошли успешные испытания прототипа резисторов для быст-рого вывода энергии из обмоток магнитной системы, а в Нижнем Новгороде в НПП «Гиком» - испытания прототипа гиротронного комплекса для генерации тока и нагрева плазмы. В институте ТРИНИТИ обрели реальные черты алмазные детекторы для вертикальной нейтронной камеры.

Однако реальность и мечта в ИТЭР неотделимы друг от друга. Учёным и специалистам, увлечённым своей работой, проект не просто открыл новые перспективы - он их одухотворил. Евгений Вещев, специалист по диагностике, вспоминает, как, будучи студентом МИФИ, впервые увидел токамак и прослушал лекцию про перспективы термоядерной энергетики . Он был просто окрылён, узнав о проекте, и подумал: «Как это здорово - быть причастным к такому важному для человечества делу!» И теперь счастлив, потому что каждый день вносит в него свою лепту.

«Мечты могут быть затратными - как миссия «Аполлон» или программы NASA, - с воодушевлением говорит Марк Хендерссон, руководитель секции электронного циклотрона . - Но мы должны мечтать! В том числе о новом ядерном синтезе, который можно назвать Прометеем сегодняшнего дня».

Мнение эксперта:

Сергей Кириенко, генеральный директор Госкорпорации «Рос-атом» :

Необходимо объединить усилия всех участников для того, чтобы обеспечить развитие нашей отрасли, сформировать новое поколение в ней, объединив при этом и деньги, и время, и главное - опыт.

Мы все должны объединить усилия для реализации таких международных проектов, как ИНПРО под эгидой МАГАТЭ или осуществляемый во Франции проект ИТЭР.