Стрелков Основы текхники термоядерного експеримента 2015

Если в результате вторичной перезарядки такой ион превращается снова в нейтральный атом, то направление вылета нейтрала лежит в плоскости ларморовской орбиты иона. Вторичные нейтральные атомы имеют энергию, соответствующую нейтралам диагностического пучка, и потому легко могут быть отделены от потока нейтральных атомов, испускаемых плазменным шнуром. Эти атомы несут информацию о положении плоскости ларморовской орбиты и, следовательно, об угле наклона полного магнитного поля

в точке образования ионов. Измерение углового распределения интенсивности быстрых нейтралов (с энергией, равной энергии пучка), вылетающих из различных точек вдоль диагностического пучка, позволяет определить положение плоскости ларморовского кружка в каждой точке наблюдения и, следовательно, питч-угол магнитного поля как функцию радиуса шнура.

2.11. Диагностический комплекс ИТЭРа

Совокупность знаний о физике горячей плазмы в токамаках, накопленных международным сообществом в результате экспериментальных и теоретических исследований в течение уже более 30 лет, равно как и достижения в разработке методов диагностики горячей плазмы, а также в технологии получения и нагрева плазмы, послужили основой для разработки Международного проекта экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР). Этот проект разрабатывался в течение 1992 – 1998 гг. учёными и инженерами из стран Европейского Сообщества, России, США и Японии и был завершён выпуском технического проекта ИТЭРа.

Основная программная цель проекта ИТЭРа – получение и поддержание режима горения в течение продолжительного времени масштаба 1000 с. При этом коэффициент усиления мощности дол-

жен стремиться к бесконечности, Q = Pnucl/Pheat, то есть в этом случае Pheat ~ 0. В 1998 г. США приняли решение о выходе из проекта по причине его якобы высокой стоимости (~$7 8 109). После вы-

хода США международная кооперация не разрушилась, а трёхстороннее содружество продолжило работы по совершенствованию проекта и уменьшению его стоимости.

В результате к середине 2001 г. был разработан модернизированный проект с длительностью разряда до 500 с, Q = 5 ÷ 10 и

181

меньшей стоимостью. Основная цель модернизированного проекта

– получение и исследование термоядерной плазмы с Q = 5÷10. Программные цели ИТЭРа будут считаться выполненными, если в экспериментах мощность нагрева, необходимая для поддержания плазмы в стационарных условиях, не будет превышать 10−20 % термоядерной мощности, выделяемой в альфа-частицах и нейтронах. Модернизированный проект не исключает возможности достижения режима зажигания с Q = . Зажигание может быть получено на третьей стадии исследований при работе на 50-процентной смеси дейтерия и трития.

Диагностический комплекс, как, впрочем, и все другие системы установки, должен обеспечивать выполнение своих функций при различных режимах работы. Данное обстоятельство во многих случаях оказалось решающим при выборе методов диагностики. Наличие в камере смеси, содержащей тритий, требует крайне осторожного отношения к диагностикам, имеющим непосредственную вакуумную связь с объёмом плазмы. Аппаратура в этом случае должна находиться в вакуумном боксе, исключающем попадание трития в зал установки. Такое требование, в частности, сильно осложняет использование диагностического пучка. В экспериментах, при которых используется DT-смесь, наличие мощных нейтронных потоков делает невозможным непосредственное наблюдение по линии прямого зрения. Требуется применение перископической системы зеркал внутри защиты для наблюдения за любым прибором, расположенным вне защиты. Даже узкий луч лазера не может быть введён в установку по прямой через защиту. Поток нейтронов, выходя навстречу пучку, создаст недопустимо высокий фон вне биозащиты.

Технический проект ИТЭРа включает проект диагностического комплекса. Глобальной задачей комплекса диагностики является измерение различных параметров плазмы на всех стадиях работы установки, профилей пространственного распределения этих параметров и их изменения во времени [2.21−2.22].

Приоритеты целей измерений в ИТЭРе определены следующим образом:

в первую очередь, совокупность измеряемых параметров должна обеспечивать безопасную и безаварийную работу установки;

второй приоритет имеют те диагностики, данные измерений которых используются для достижения максимального значения Q;

182

и только третий приоритет имеют измерения, позволяющие получить новые данные по физике плазмы.

Такое распределение приоритетов естественно для крупной полупромышленной установки, каковой является ИТЭР, и непривычно для лабораторных установок. Образно говоря, в ИТЭРе надёжность термопары, измеряющей температуру любой обмотки, важнее измерений параметров плазмы, правда, если выход этих плазменных параметров за определённые пределы не ведёт к разрушению установки.

В соответствии с этими приоритетами вся совокупность измеряемых плазменных параметров была разбита на три группы: по степени возможности управления с помощью обратных связей, наличия чёткого алгоритма управления и важности для обеспечения безопасной и надёжной работы установки.

Группа 1a параметры, непосредственно определяющие безопасную работу установки и поддержание режима в течение всего времени существования плазменного разряда (до 500 с). Как правило, к этой группе относятся измерения таких глобальных величин, как ток в плазме, положение и форма плазменного шнура, полный поток нейтронов и др. Система управления через обратные связи поддерживает эти параметры в заданных пределах.

К группе 1б относятся в основном данные о профилях распределения по сечению тех плазменных параметров, которые необходимы для оптимизации разряда в процессе выполнения физической программы и достижения режима Q ~ 5. Данные этих измерений в дальнейшем также планируется использовать в системе управления в реальном времени.

Группа 2 включает измерения, которые несут новую дополнительную информацию, способствующую выполнению программы и прогрессу исследований термоядерной плазмы в условиях горения.

В проекте диагностического комплекса определён перечень параметров плазмы, которые должны быть измерены. Полное число этих параметров – 45. Для каждой величины определены требования по: 1) точности измерений; 2) возможному диапазону изменения измеряемой величины; 3) требуемой точности по пространственному и временному разрешению в различных режимах работы ИТЭРа.

183

Определён пусковой состав диагностик, то есть перечень параметров и методов измерения этих параметров, которые должны измеряться на самой начальной «водородной» фазе работы установки. Ведётся работа по проектированию размещения на патрубках камеры ИТЭР диагностик пускового минимума, а также диагностик, обеспечивающих безопасную работу установки и оптимизацию плазменных параметров (группы 1a и 1б).

Анализ, проведённый международной рабочей группой экспертов, показал, что измерения 30 (из полного числа 45) параметров могут быть проведены с необходимой точностью уже существующими методами измерений, которые были апробированы в экспериментах на действующих установках. В ряде случаев потребуется их доработка с учётом специфики ИТЭРа.

Однако остаётся группа из 10 12 параметров, измерение которых с учётом условий и требований ИТЭРа не может быть надёжно обеспечено методами, предложенными к настоящему времени. Здесь необходимы или существенная модернизация, или разработка новых методов. Измерение большей части этих параметров, не обеспеченных надёжными диагностиками, необходимо на DT-фазе эксперимента. Сюда относятся: измерения концентрации дейтронов и тритонов и их отношения в центральных областях шнура; концентрации -частиц, удерживаемых в плазме, и их энергетического спектра в процессе замедления; потока и энергетического спектра

-частиц, не удерживаемых в плазме; концентрации гелиевой «золы» в объёме плазмы и в диверторе. Разработка и развитие методов измерения этих параметров включены в список НИР и ОКР по диагностике плазмы в ИТЭР, выполняемых странами-участницами проекта.

Сравнение программы физических исследований и возможностей диагностического комплекса позволяет утверждать, что предложенный состав комплекса к моменту пуска ИТЭР сможет удовлетворить требованиям программы и обеспечить достижение главной цели физической фазы ИТЭР – максимальное приближение к условиям зажигания и исследование термоядерной плазмы с

Q = 5÷10.

Подводя итоги этого краткого описания работ по диагностическому комплексу ИТЭР, следует отметить, что в целом работа по определению целей и параметров ИТЭР позволила с единых пози-

184

ций рассмотреть совокупность данных, полученных на различных тороидальных установках во всем мире, и разработать проект установки с оптимальными параметрами на самом передовом техническом уровне. В процессе работы над проектом определились и те наиболее актуальные проблемы, которые еще необходимо решить на пути к практическому использованию управляемого термоядерного синтеза. Разработка рабочего проекта установки ИТЕР показала, что проблема термоизоляции и нагрева плазмы до термоядерных температур может быть решена. Основными задачами будущего представляются: получение стационарного режима горения; проблема первой стенки и связанная с ней проблема примесей; срок службы первой стенки, определяющей срок и рентабельность работы реактора.

В заключение авторы выражают глубокую благодарность сотрудникам отдела Т-10 и другим сотрудникам НИЦ «Курчатовский институт», результаты работы которых в том или ином виде использованы в этом учебном пособии. Обсуждение с ними вопросов нагрева, термоизоляции и диагностики плазмы в токамаке во многом способствовало созданию курса.

Это учебное пособие является конспектом лекций, которые в течение нескольких лет читались одним из авторов студентам 4 5-го курсов кафедры физики плазмы НИЯУ МИФИ. Большое спасибо тем из них, кто своими вопросами помог автору уяснить, что они поняли, а что нет, и что им интересно. Также большое спасибо классикам термоядерных исследований, М.И. Пергаменту и В.С. Муховатову, сделавшим ряд важных замечаний по тексту рукописи, которые и были учтены.

Работа поддержана Российским научным фондом, грант 14-22- 00193.

185

Список литературы к части 2

2.1.Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. М.: Физматгиз. 1963.

2.2.Лукьянов С.Ю., Ковальский Н.Г. Горячая плазма и управляемый ядерный синтез. М.: МИФИ. 1997.

2.3.Кузнецов Э.И., Щеглов Д.А. Методы диагностики высокотемпературной плазмы. М.: Атомиздат. 1980.

2.4.Диагностика плазмы. Сборник / Под ред. М.И. Пергамента. Т. 1–7. М.: Атомиздат. 1963 1981.

2.5.Барнет К., Харрисон М. Прикладная физика атомных столкновений. Плазма. М.: Энергоатомиздат. 1987.

2.6.Диагностика термоядерной плазмы. Сборник / Под ред.

С.Ю. Лукьянова. М.: Энергоатомиздат. 1985.

2.7. Диагностика плазмы, под ред. Р. Хаддлстоуна и С. Леонарда.

М.: Мир. 1967.

2.8.Буланин В.В. Диагностика высокотемпературной плазмы. СПб.: Изд. Политех. ун-та. 2008.

2.9.Тихонов А.Н., Арсенин В.Я. Методы решения некорректно поставленных задач. М.: Наука. 1979, 1986.

2.10. Захаров Л.Е., Путвинский С.В. Основы оптимизации токамаков. В сб. «Итоги науки и техники». Серия «Физика плазмы» / Под ред. В.Д. Шафранова. Т. 7. М.: ВИНИТИ. 1985.

2.11. Мирнов С.В. Физические процессы в плазме токамака. М.: Энергоатомиздат, 1983.

2.12.Wagner F. A quarter-century of H-mode studies. Plasma Phys. Control. Fusion, 2007, 49, B1.

2.13.Vershkov V.A. et al. Summary of experimental core turbulence characteristics in ohmic and electron cyclotron resonance heated discharges in T-10 tokamak plasmas. Nucl. Fusion 2005, 45, S203– S226.

2.14.Petrov A. et al., in Fusion Physics, Ch.4. Plasma Diagnostics, ed. M. Kikuchi et al (IAEA, Vienna 2012) p. 476.

2.15.Стрелков В.С. Исследование излучения безэлектродного раз-

ряда в дейтерии. В кн. Физика плазмы и проблема управляе-

186

мых термоядерных реакций. М.: АН СССР. 1958.Т. 4. С. 156– 169.

2.16.Анашин А.М. и др. Эксперименты по лазерному и микроволновому зондированию плазмы и измерения диамагнитного эффекта на установке токамак Т-3а//ЖЭТФ,

1971, 60, 2092–2104.

2.17.Walsh M. et al. Design challenges and analysis of the ITER core LIDAR Thomson scattering system, Rev. Sci. Instrum. 2006, 77, 10E525(4).

2.18.Крупин В.А. и др. Активная спектроскопическая диагностика ионной температуры плазмы на токамаке Т-10. Физика плаз-

мы, 2013, 39, 712–724.

2.19. Арцимович Л.А. и др. Исследование нейтронного излучения плазмы на установке токамак Т-3а//ЖЭТФ, 1971, 61, 575-581.

2.20.Заверяев В.С., Извозчиков А.Б., Лысенко С.Е., Петров М.П. Нагрев ионов в установке Т-10//Физика плазмы, 1978, 4, 1205.

2.21.ITER Physics Expert Group on Diagnostics et al. ITER Physic Base. Chapter 7: Measurement of plasma parameters. Nucl. Fusion, 1999, 39, 2541-2575.

2.22.Donné A.J.H. et al. Chapter 7: Diagnostics. Nucl. Fusion, 2007,

47, S337–S384.

187