Термоядерный реактор

Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установке Т-12. Поведение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при омическом нагреве плазмы. В последнее время получены новые результаты на токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном полоидальным дивертором. При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода параметры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована возможность работы токамака при наличии плотной холодной плазмы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивертора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффективность работы дивертора в условиях длительного "горения" термоядерной реакции.

 

3.5 Переход к непрерывному  режиму.

  Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительность импульсов определяется энергией, которая запасена в индукторе, поддерживающем ток в плазме.

  Недавно в ряде  стран получены первые результаты  по безындукционному возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной частоты, которые вызывают упорядоченное движение электронов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT-II (Япония) свидетельствуют о перспективности такого способа возбуждения тока. Исследования в этом направлении позволят в ближайшем будущем определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе в течение длительного времени.

 

4. Инженерные аспекты  термоядерного реактора:

  Термоядерный реактор-токамак  состоит из следующих основных  частей: магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и обслуживания.

4.1  Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура.

  Чтобы исключить джоулевы  потери, магнитная система, как  указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для обмоток магнитной системы предполагается использовать сплавы ниобий — титан и      ниобий — олово.

 Создание магнитной  системы реактора на сверхпроводнике  с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА — одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.

4.2  Криогенная система включает в себя криостат магнитной системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой заключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаждают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом — жидкий азот, температура которого        составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами.

  Криопанели инжекторов  охлаждаются жидким гелием и  предназначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком разрежении.

4.3  Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый тритий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необходимо предусмотреть замкнутый контур с минимальным количеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую на сегодняшний день. Длительность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с.

4.4  Система энергопитания существенно зависит от режима работы реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 10⁶ кВт.

4.5  Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превращения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет — это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструкторские разработки литиевого и уранового бланкетов.

4.6 Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему питания, а также очистку от него отработанных газов и воздуха.

4.7  Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и снижает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нормальной работы магнитной системы при минимальных энергозатратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10^s—10⁶ раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см.

  Биологическая защита  совпадает со стенами реакторного  зала и сделана из бетона  толщиной 200 — 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от излучения.

4.8  Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реактора. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжектор, что неудобно для расположения оборудования в реакторном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы могут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследования на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.

4.9  Система управления — неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанционно — как во время работы, так и в периоды остановок.

  Источником радиоактивности  в термоядерном реакторе являются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов (период его полураспада составляет около 13 лет), а во-вторых, радиоактивные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них (стали, сплавов молибдена и ниобия) активность достаточно велика, но все же примерно в 10—100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогичной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе предполагается использовать материалы, обладающие малой наведенной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же термоядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистанционного обслуживания, что предъявляет дополнительные требования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые заполнят различными стандартными блоками (модулями). Это позволит в случае необходимости сравнительно просто заменять отдельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

 

 

 

 

5. Термоядерные реакторы-токамаки  и их характеристики:

 

  В таблице даны  основные параметры токамаков: R и r - большой и малые радиусы плазмы, V - её объём, B - напряжённость магнитного поля, BV - фактор удержания плазмы и W - общая мощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремя способами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральных атомов и высокочастотными волнами).  

НАЗВАНИЕ	R , М	r  , М	V , М3	B , Тл	VB,М3Тл	W, МВТ
Т - 3   Россия	1	0,15	0,5	3,5	1,8	нет
Т - 4   Россия	0,9	0,17	0,5	4,5	2,3	нет
Т - 7   Россия	1,2	0,35	3	2,5	7,5	1
Т - 10 Россия	1,5	0,37	4	4,5	19	4
Т - 15 Россия	2,4	0,7	24	3,5	85	14
ТСП  Россия	1,06	0,29	1,8	2	3,6	2
PLT    США	1,3	0,4	4	4,5	19	4
Doublett    США	2,75	0,9	44	2,6	120	8
JT - 60    Япония	3	0,95	54	4,5	240	40
TFTR    США	2,65	1,1	64	5,2	330	30
JET    ЕВРАТОМ	2,95	1,7	170	3,4	580	52

 

  Т - 4 — по сути, увеличенная модель Т-3.

  Т - 7 — уникальная  установка, в которой впервые  в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т - 7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобы подчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГ соорудить плазменную установку W - 7 со сверхпроводящей системой не удалась.

  Т - 10 и PLT— следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этому как будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результат был успехом.

JET (Joint Europeus Tor) — самый  крупный в мире токамак, созданный  организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.

 

 

  Т - 15 — реактор сегодняшнего  дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный для развития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своём поколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплата за негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новая установка становиться “долгостроем”.

  TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший  токамак США (в Принстонском  университете) с дополнительным  нагревом быстрыми нейтральными  частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания.

 

 

 

 

 

 

6. Ядерный синтез завтра.

  “На завтра” планируется,  прежде всего создание следующего  поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).

 В ОТР ставится  целью само поддержание реакции  на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.

 Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТР её объём примерно 300 м³, а площадь поверхности около 400 м². Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.