Принцип работы токамак. Что такое «токамак»? Термоядерный реактор откроет человечеству новую эру

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.

Токама́к (тороидальная камера с магнитными катушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые способны выдержать её температуру лишь до определенного предела, а специально создаваемым магнитным полем. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания полоидального поля, необходимого для сжатия, разогрева, и удержания равновесия плазмы. Этим он, в частности, отличается от стелларатора, являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью магнитных катушек. Но так как нить плазмы являет собой пример нестабильного равновесия, проект токамак пока не реализован и находится на стадии крайне дорогостоящих экспериментов по усложнению установки.

Еще следует заметить, что в отличие от реакторов делящегося типа (каждый из которых изначально проектировался и разрабатывался отдельно в своих странах), токамак на данный момент совместно разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER.

Магнитное поле токамака и поток.

История

Почтовая марка СССР, 1987 год.

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем.

Термин «токамак» был придуман позже Игорем Николаевичем Головиным, учеником академика Курчатова. Первоначально он звучал как «токамаг» - сокращение от слов «тороидальная камера магнитная», но Н. А. Явлинский, автор первой тороидальной системы, предложил заменить «-маг» на «-мак» для благозвучия. Позже это название было заимствовано многими языками.

Первый токамак был построен в 1955 году, и долгое время токамаки существовали только в СССР. Лишь после 1968 года, когда на токамаке T-3, построенном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Л. А. Арцимовича, была достигнута температура плазмы 10 млн градусов, и английские ученые со своей аппаратурой подтвердили этот факт, в который поначалу отказывались верить, в мире начался настоящий бум токамаков. Начиная с 1973 программу исследований физики плазмы на токамаках возглавил Кадомцев Борис Борисович.

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 (то есть 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 так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт 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 так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов, либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

Т-3 - первый функциональный аппарат.

Т-4 - увеличенный вариант 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.

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 температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - в 200 раз.

Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле индукцией 3,6 Тл.

Китай

EAST - расположен в городе Хэфэй, провинция Аньхой. На токамаке превышен критерий Лоусона по уровню зажигания, коэффициент выхода энергии - 1,25

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

С целью достижения условий, необходимых для протекания . Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора , являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER .

История

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем. Одновременно эта же идея была предложена американскими учёными, но «забыта» до 1970-х годов .

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);
• создаёт вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть 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 так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке пока ограничено несколькими секундами. 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 счёт протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов , либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

Казахстан

• Казахстанский Токамак материаловедческий (КТМ) - это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к

Материал из Википедии - свободной энциклопедии

Токама́к (то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания . Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора , являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER .

История

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем. Одновременно эта же идея была предложена американскими учёными, но «забыта» до 1970-х годов .

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);
• создаёт вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть 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 так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке пока ограничено несколькими секундами. 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 счёт протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов , либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики