Переход к непрерывному режиму

3.5 Переход к непрерывному режиму.

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

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

4. Инженерные аспекты термоядерного реактора:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики:

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

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

 

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

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

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

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

 

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

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

6. Ядерный синтез завтра.

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

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

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

 Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15.

NET предполагалось соорудить в течение 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.

 Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.

7. Вывод:

Проследив все этапы развития термоядерной энергетики от начала и до конца можно сделать вывод, что всё должно кончиться пуском «настоящего» термоядерного реактора, хотя ещё предстоит пройти долгий путь.

Список литературы:

1.)  Ядерная энергетика; Б.Б. Кадомцев, В.И. Пистунович; 1994 г. Москва

2.)  На пути к термоядерному реактору; И.В. Ефремов; 1993 г. Москва