Глава 2. Термоядерные установки

2.1. Основные вехи термоядерных исследований

После того как в 30-е годы ХХ века было дано объяснение источника солнечной энергии, начались работы по поиску путей «зажигания» солнца на Земле. Наиболее важные вехи в данных исследования приведены ниже в виде списка [ ]:

1950

Выдвинута идея термоизоляции горячей плазмы магнитным полем, положенная в основу работы всех термоядерных установок (И.Е. Тамм и др.).

1952

Осуществлено неуправляемое высвобождение большого количества термоядерной энергии в первом экспериментальном термоядерном взрыве (о. Бикини).

1953

12 августа впервые испытана водородная бомба (И.В. Курчатов).

1954

27 июня вступила в строй первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт в г. Обнинске (Д.И. Блохинцев, А.К. Красин и др.) [2]

1955

В СССР построены первые установки «Токамак».

ТОроидальная КАмера с МАГгнитным полем

1958

Вступила в строй термоядерная установка с магнитными зеркалами «Огра-1», самая большая в то время, ИАЭ

1962

Вступили в строй советские термоядерные установки ПР-5 и «Токамак-З»

1963

Выдвинута идея получения высокотемпературной плазмы с помощью сфокусированного излучения лазера (лазерный термоядерный синтез) (Н.Г. Басов, О.Н. Крохин).

1967

Вступила в строй советская термоядерная установка «Ураган».

1968

В СССР на установке «Токамак-З» зарегистрированы первые термоядерные нейтроны (Л.А. Арцимович).

Впервые зафиксировано возникновение нейтронов от плазмы, нагретой лазерным лучом (Н.Г. Басов).

1975

Вступила в строй термоядерная установка «Токамак-10».

1980

Ловушка с амбиполярными пробками – ТМХ, Ливермонская лаборатория, США

1981

Лазерная установка «Дельфин-2», фиан им. П.Н.Лебедев

Приведенный список не претендует на полноту, а служит только иллюстрацией к последующему изложению. В последние два десятилетия ХХ века исследования по управляемому синтезу не прекращались. Были построены и опробованы различные установки. Были сенсации типа «холодного» термояда. К сегодняшнему дню «генеалогическое древо» исследований по управляемому термоядерному синтезу выглядит следующим образом [ Ядерная и термоядерная энергетика будующего]:

Магнитное удержание

• Тороидальные ловушки (Токамаки, стеллараторы, левитоны)

• Прямые (открытые) ловушки (адиабатические, амбиполярные)

Инерционное удержание

• Лазерный УПС

• Пучковый УПС

• Элекродинамическое ускорение оболочек

Мю-катализ

Другие подходы

2.2. ТокамаКи

Ядерная энергетика на основе реакций синтеза лёгких элементов может стать одним из путей решения глобальной энергетической проблемы человечества. Исследования в области управляемого термоядерного синтеза ведутся в мире более уже более 50 лет. Основными достоинствами такой энергетики являются практически неограниченные запасы топлива, более высокая степень экологической безопасности по сравнению с тепловыми и атомными электростанциями и физическая невозможность возникновения неуправляемой термоядерной реакции. Осознавая глобальное значение и сложность проблем, которые возникнут при решении задачи создания термоядерного реактора, Россия, США, Европейское Сообщество и Япония в 1992 г. решили объединить свои усилия для совместной разработки технического проекта первого экспериментального термоядерного реактора –ИТЭР, в основу которого положены термоядерные установки «Токамак», разработанные в России.

Впервые схема магнитного термоядерного реактора была предложена в 1950 году А.Д. Сахаровым и И.Е. Таммом. Уже в первых проработках гипотетического термоядерного реактора физики обратились к классически совершенной фигуре - кругу-тороиду, а образно – "бублику" с продольным магнитным полем. Эти системы с легкой руки И.Н. Головина и Н.А. Явлинского получили название "Токамак" (тороидальная камера с магнитным полем).

Токамак – трансформатор, первичная обмотка которого это индуктор (катушка возбуждения, присоединенная к источнику питания), а вторичная обмотка – герметичная рабочая камера в форме тора, заполненная газообразным дейтерием и тритием. При изменении тока в первичной катушке вихревое электрическое поле создает условия для пробоя газа и появления тока в плазменном шнуре. Плазма нагревается протекающим в ней током и удерживается внутри камеры тороидальным и полоидальным магнитными полями, которые создаются специальными катушками.

Для зажигания самоподдерживающейся термоядерной реакции на смеси дейтерия с тритием в таком реакторе и получения положительного выхода энергии (когда энергия, выделившаяся в результате термоядерных реакции будет больше энергии, затраченной на осуществление этой реакции) необходимо выполнить три условия: создать плазму с плотностью 10¹⁴ частиц в куб, см, нагреть её примерно до 100 млн. градусов и удержать эту горячую плазму от соприкосновения со стенками разрядной камеры более 1 сек. Эти условия в западной научной литературе стали называться критерием Лоусона, который впервые их опубликовал.

Итог первого десятилетия работ по термоядерной проблеме хорошо подвел Л.А.Арцимович на первой конференции МАГАТЭ по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (г. Зальбург, 1961 г.): "Сейчас всем ясно, что первоначальное предположение о том, что двери в желанную область сверхвысоких температур откроются без скрипа, при первом же мощном импульсе творческое энергии физиков, оказались столь же необоснованными, как и надежда грешника войти в царство небесное, минуя чистилище. И все же вряд ли могут быть какие-нибудь сомнения о том, что в конечном счете проблема управляемого синтеза будет решена, неизвестно только, насколько затянется наше пребывание в чистилище. Из него мы должны выйти с идеальной вакуумной технологией, отработанными магнитными конфигурациями, точно заданной геометрией магнитных силовых линий, с программированными режимами электрических контуров, неся в руках спокойную устойчивую высокотемпературную плазму, чистую, как мысль физика-теоретика, когда он ещё не запятнан соприкосновением с экспериментальными фактами".

Первый в мире "Токамак" со сверхпроводящими катушками –"Токамак-7" - начал работать в Институте атомной энергии имени И.В. Курчатова в 1978 г. Сверхпроводящая магнитная система Т-7 массой 12 т и объемом поля 6 м³ при максимальном поле 40 кгаусс (4 тесла) запасает энергию 12 МДж. Затем был разработан и запущен “Токамак-10”, на котором появилась возможность изучать возможность генерации безындукционного тока на электронно-циклотронном резонансе, влияние профилирования плотности тока на удержание плазмы, внутренние транспортные барьеры. “Токамак-10” – круглого сечения радиусом вакуумной камеры R/a=1,5/0,387, с тороидальным полем В=4 Т и максимальным током разряда I=450 кА. Главной особенностью Т-10 является наличие мощного гиротронного комплекса. В декабре 1988 г.состоялся физический пуск установки “Токамак-15”. Она предназначена для исследования термолизации и нагрева плазмы в токамаке со сверхпроводящими обмотками. Уникальность установке придаёт наличие крупнейшего в мире сверхпроводникового ниобий-оловянного тороидального магнита. Он создаёт в объёме 50 м³ стационарное тороидальное магнитное поле 3,6 Т, что позволяет создавать в плазме ток до 1,8 МА. Для дополнительного нагрева плазмы на установке имеется гиротронный комплекс с суммарной вводимой в плазму мощности до 10 МВт, и три инжектора нейтральных атомов водорода суммарной мощностью 9 МВт. Возможности проведения экспериментов по совместному нагреву компонент плазмы этими двумя способами нет ни на одной, действующей сегодня зарубежной установки. В настоящее время эксперименты на установке Т-15 приостановлены из-за их высокой эксплутационной стоимости.

Наиболее мощный современный Токамак JET(Joint European Torus, конструкция Европейского сообщества) был создан в городе Абингдон недалеко от Оксфорда, в научном центре Culham lab. Его функционирование и совершенствование финансирует международная организация EURATOM.В 1991 году на нём впервые достигнута мощность термоядерной реакции в 1 МВт. Сегодня на JET достигнут рубеж в 300 млн. градусов и 16 МВт при секундной длительности импульса.

Известны так же и другие функционирующие Токамаки: JT-60 (Япония), D-ΙΙΙD и TFTR (США), MAST (Англия) и т.д.. Два токамака, TFTR и JET использовали D-T смесь и достигли мощности 10 и 16 МВт термоядерной мощности. В реакторе JET в экспериментах с D-T смесью получили режимы с отношением термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы 0,9, а токамак JT-60 на модельной смеси D-D смеси достиг значения 1,06.

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 Q_fus=Р_синез/Р_затрат=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 снятие высоких потоков тепла в диверторе, разработку систем для дистанционной сборки и разборки внутренних узлов установки, совершенствование плазменных диагностик и др.

Таблица 3. Основные параметры больших экспериментальных токамаков. Токамак TFTR уже выпонил свою программу и был остановлен в 1997 г. Остальные машины продолжают работать.

	Большой радиус, R, м	Малый радиус, а, м	Ток в плазме, Ip, МА	Мощность нагрева плазмы, МВт	В, Тл	Qfus	Особенности машины
JET	3	1	7	30	3.5	0.9	DT плазма, дивертор
JT60_U	3.3	1	3	30	4	1.062	Дивертор, пучки энергичных нейтральных атомов
Т_15	2.4	0.7	2.5	201	3.5	=	Сверхпроводящая магнитная система (Nb3Sn)
TFTR	2.6	0.9	3	50	6	0.3	DT плазма
TORUS SUPRA	2.4	0.8	2	15	4	=	Сверхпроводящая магнитная система (NbTi)

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 дейтериево-тритиевых реакций в плазме, II МВт в TFTR и 16 МВт в JET, и достигли пороговой величины Q_fus = 1. 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.

В 1990-е разработаны проекты демонстрационного реактора ITER и DEMO. Сейчас выбирается площадка под строительство ИТЭР, на которую претендуют несколько стран, прежде всего, Канада и Япония.

Проект ИТЭР - единственный в настоящее время крупномасштабный научно-технический международный проект, осуществляемый на межгосударственном уровне, в котором Россия выступает как полноправный участник.

Основная задача ИТЭРа - продемонстрировать научно-технические возможности термоядерного синтеза как неисчерпаемого и экологически приемлемого источника энергии.

Основные параметры ИТЭРа представлены ниже:

Большой радиус - 8 метров

Малый радиус - 3 метра

Мощность - 1,5 ГигаВатт

Нейтронный поток - 1 Мегаватт/м²

Температура плазмы - > 150 млн.⁰С

Ток в плазме - 21 МА