Удерживается в токамаке. Что такое «токамак»? Термоядерный реактор откроет человечеству новую эру

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

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.

Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) – тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания полоидального поля, необходимого для равновесия плазмы. Этим он отличается от стелларатора, в котором и тороидальное и полоидальное поле создается с помощью магнитных катушек.

История

Термин «токамак» был введён русскими физиками Игорем Евгеньевичем Таммом и Андреем Дмитриевичем Сахаровым в 50х годах как сокращение фразы «тороидальная камера с магнитными катушками». Первый токамак был разработан под руководством академика Л. А. Арцимовича в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова в Москве и продемонстрирован в 1968 в Новосибирске.

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

Устройство

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

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

Нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев).
- Создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (т. е. направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

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

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

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

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

Управляемый термоядерный синтез

Солнце – природный термоядерный реактор

Управляемый термоядерный синтез (УТС) – синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который носит управляемый характер в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии). Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий (2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He).

Судьба термоядерного синтеза

Идея создания термоядерного реактора зародилась в 1950-х годах. Тогда от нее было решено отказаться, поскольку ученые были не в состоянии решить множество технических проблем. Прошло несколько десятилетий прежде, чем ученым удалось «заставить» реактор произвести хоть сколько-нибудь термоядерной энергии.

Схема Международного термоядерного реактора (ИТЭР)

Решение о проектировании Международного термоядерного реактора (ИТЭР) было принято в Женеве в 1985 году. В проекте участвуют СССР, Япония, США, объединенная Европа и Канада. После 1991 года к участникам присоединился Казахстан. За 10 лет многие элементы будущего реактора удалось изготовить на военно-промышленных предприятиях развитых стран. Например, в Японии разработали уникальную систему роботов, способных работать внутри реактора. В России создали виртуальный вариант установки.

В 1998 году США по политическим мотивам прекратили финансирование своего участия в проекте. После того, как к власти в стране пришли республиканцы, а в Калифорнии начались веерные отключения электроэнергии, администрация Буша объявила об увеличении вложений в энергетику. Участвовать в международном проекте США не намеревались и занимались собственным термоядерным проектом. В начале 2002 года советник президента Буша по технологиям Джон Марбургер III заявил, что США передумали и намерены вернуться в проект.

Проект по числу участников сравним с другим крупнейшим международным научным проектом – Международной космической станции. Стоимость ИТЭР, прежде достигавшая 8 миллиардов долларов, потом составила менее 4 миллиардов. В результате выхода из числа участников Соединенных Штатов было решено уменьшить мощность реактора с 1,5 ГВт до 500 МВт. Соответственно «похудела» и цена проекта.

В июне 2002 года в российской столице прошел симпозиум «Дни ИТЭР в Москве». На нем обсуждались теоретические, практические и организационные проблемы возрождения проекта, удача которого способна изменить судьбу человечества и дать ему новый вид энергии, по эффективности и экономичности сравнимый только с энергией Солнца.

Если участники договорятся о месте строительства станции и о начале ее строительства, то, по прогнозу академика Велихова, к 2010 году будет получена первая плазма. Тогда можно будет приступать к строительству первой термоядерной электростанции, которая, при благоприятном стечении обстоятельств, может дать первый ток в 2030 году.

В декабре 2003 года ученые, участвующие в проекте ИТЭР, собрались в Вашингтоне, чтобы окончательно определить место его будущего строительства. Агентство новостей ФрансПресс передало со ссылкой на одного из участников встречи, что принятие решение перенесено на 2004 год. Очередные переговоры по этому проекту пройдут в мае 2004 года в Вене. Реактор начнут создавать в 2006 году и планируют запустить в 2014.

Принцип работы

Термоядерный синтез – это дешевый и экологически безопасный способ добычи энергии. На Солнце уже миллиарды лет происходит неуправляемый термоядерный синтез – из тяжелого изотопа водорода дейтерия образуется гелий. При этом выделяется колоссальное количество энергии. Однако на Земле люди пока не научились управлять подобными реакциями.

Плазма в термоядерном реакторе

В качестве топлива в реакторе ИТЭР будут использоваться изотопы водорода. В ходе термоядерной реакции энергия выделяется при соединении легких атомов в более тяжелые. Чтобы добиться этого, необходимо разогреть газ до температуры свыше 100 миллионов градусов – намного выше температуры в центре Солнца. Газ при такой температуре превращается в плазму. Атомы изотопов водорода при этом сливаются, превращаясь в атомы гелия с выделением большого количества нейтронов. Электростанция, работающая на этом принципе, будет использовать энергию нейтронов, замедляемых слоем плотного вещества (лития)

На строительство станции уйдет как минимум 10 лет и 5 млрд долларов. За престижное право быть родиной гиганта энергетики соревнуются Франция и Япония.

Место постройки

С предложениями разместить реактор на своих территориях выступили Канада, Япония, Испания и Франция.

Канада обосновывает необходимость разместить реактор на своей территории тем, что именно в этой стране находятся значительные запасы трития, являющегося отходом атомной энергетики. Строительство термоядерного реактора позволит их утилизировать.

В Японии, по сообщениям агентства «Киодо цусин», три префектуры вели отчаянную борьбу за право строительства реактора у себя. В то же время жители северного острова Хоккайдо выступали против возведения его на их земле.

В ноябре этого года Европейский союз рекомендовал французский город Кадараш в качестве будущего места строительства. Однако как пойдет голосование, предсказать трудно. Ожидается, что эксперты будут принимать решение на основе сугубо объективных научных фактов, однако политическая подоплека может также сказаться на голосовании. США уже высказались против того, чтобы отдать строительство реактора Франции, припоминая ее раскольническое поведение во время конфликта в Ираке.

«У нас есть уже существующая научная и техническая структура, компетентность и опыт, что является гарантом выполнения намеченных сроков», – сказал министр исследований Франции.

Япония также имеет ряд преимуществ – Роккашо-мура находится рядом с портом и рядом с военной базой США. К тому же японцы готовы вложить в проект куда больше денег, чем Франция. «Если будет выбрана Япония, мы покроем все необходимые расходы», – заявил министр науки и образования Японии.

Представитель правительства Франции рассказал журналистам, что перед встречей он провел «очень интенсивные переговоры на высоком уровне». Однако, по некоторым данным, все страны, кроме Евросоюза, предпочтительней относятся к Японии, чем Франции.

Экологическая безопасность

Новая установка, по оценке ученых, экологически более безопасна, нежели работающие сегодня ядерные реакторы. В качестве отработанного топлива в установке ITER образуется гелий, а не его изотопы, которые нужно хранить в специальных хранилищах десятки лет.

Ученые считают, что запасы топлива для таких электростанций практически неисчерпаемы – дейтерий и тритий легко добываются из морской воды. Килограмм этих изотопов может выделить столько же энергии, сколько 10 млн кг органического топлива.

Материал из Юнциклопедии

В науке уже много лет разрабатывается проблема использования для целей энергетики термоядерных реакций как гигантских источников энергии. Созданы уникальные термоядерные установки - сложнейшие технические устройства, предназначенные для изучения возможности получения колоссальной энергии, которая выделяется пока лишь при взрыве водородной бомбы. Ученые стремятся научиться контролировать ход термоядерной реакции - реакции соединения (синтеза) изотопов водорода (дейтерия и трития) с образованием ядер гелия при высоких температурах, чтобы использовать выделяющуюся при этом энергию в мирных целях, на благо людям. О величине термоядерной энергии можно судить по такому сравнению: вступление в синтез 1 г изотопов водорода эквивалентно сгоранию 10 т бензина.

Для осуществления термоядерной реакции необходимо несколько условий. Температура в зоне, где происходит термоядерный синтез, должна быть примерно 100 млн. градусов. При такой температуре реагирующее вещество превращается в плазму - ионизированный газ, смесь положительных ионов и электронов. Необходимо также, чтобы при синтезе выделялось больше энергии, чем затрачивается на нагрев вещества, или, чточбы рождающиеся при синтезе быстрые частицы сами поддерживали требуемую температуру горючего. Для этого нужно, чтобы вступающее в синтез вещество было надежно теплоизолировано от окружающей и, естественно, холодной среды, т. е., чтобы время удержания энергии было достаточно велико (не менее 1 с). Время удержания энергии зависит от плотности реагирующего вещества: в зоне реакции следует поддерживать плотность плазмы не ниже 100 тыс. млрд. частиц в 1 см3.

Наиболее близко к условиям, требуемым для управляемого термоядерного синтеза, удалось подойти с помощью установок Токамак, созданных советскими физиками. Название установки произошло от сокращения слов: Тороидальная КАмера с МАгнитными Катушками. На рабочую вакуумную камеру Токамака, тороидальную (кругообразную) форму (см. рис.), надеты катушки, создающие сильное (несколько тесла) тороидальное магнитное поле. Камера с катушками ставится на железное ярмо и служит как бы вторичным витком трансформатора. При изменении тока в первичной обмотке, намотанной на ярмо, в камере образуется вихревое электрическое поле, происходит пробой и ионизация рабочего газа, заполняющего камеру, и возникает тороидальный плазменный шнур с продольным электрическим током. Этот ток нагревает плазму, а его магнитное поле вместе с полем катушек теплоизолирует плазму от стенок.

Противоположно направленные токи отталкиваются, поэтому плазменный виток стремится увеличить свой диаметр. Для компенсации этого отталкивания в Токамаке имеются особые управляющие витки, создающие магнитное поле, перпендикулярное плоскости тора.

В результате взаимодействия этого поля с током в шнуре возникает радиальная сила, удерживающая плазменный виток от расширения. Ток в витках регулируется специальной автоматической системой, контролирующей движение плазменного шнура.

Электрическое сопротивление плазмы с ростом температуры не растет, как у других веществ, а падает, и при заданном токе уменьшается нагрев шнура. Если же увеличить ток в Токамаке выше некоторого предела, то магнитное поле тока станет слишком большим по сравнению с тороидальным полем катушек, шнур начнет извиваться и выбросится на стенку. Поэтому для нагрева плазмы до температуры выше 10 млн. градусов в Токамаке используют дополнительные методы нагрева с помощью инжекции (ввода) в плазму пучков быстрых атомов или введения в камеру высокочастотных электромагнитных волн. В этом случае плазму в Токамаке уже удалось нагреть до 70 млн. градусов.

Большой вклад в разработку систем Токамак внес коллектив советских ученых под руководством академика Л. А. Арцимовича, который первым начал проводить экспериментальные исследования этих установок в Институте атомной энергии имени И. В. Курчатова. В 1968 г. в этом институте была впервые получена физическая термоядерная реакция. С начала 1970-х гг. системы Токамак стали играть ведущую роль в исследованиях по управляемому синтезу и в других странах мира - США, Франции, Италии, Великобритании, ФРГ, Японии. В нашей стране создана крупнейшая установка этого типа - Тока- мак-10.

Овладение термоядерной энергией - важная задача науки и техники. Трудно даже представить, как изменятся с построением и использованием термоядерных электростанций вся энергетика, энергетические системы, целые отрасли производства.

– 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.

Лукьянов С.Ю. Горячая плазма и управляемый ядерный синтез . М., Наука, 1975
Арцимович Л. А., Сагдеев Р.З. Физика плазмы для физиков . М., Атомиздат, 1979
Хеглер М., Кристиансен М. Введение в управляемый термоядерный синтез . М., Мир, 1980
Киллин Дж. Управляемый термоядерный синтез . М., Мир, 1980
Бойко В.И. Управляемый термоядерный синтез и проблемы инерциального термоядерного синтеза . Соросовский образовательный журнал. 1999, № 6