» » » Спираль «звездной» энергетики

Спираль «звездной» энергетики

О.Г.Филатов, к.ф.-м.н., генеральный директор НИИЭФА им.Д.В.Ефремова, директор проекта ИТЭР по Российской Федерации;
Г.Л.Саксаганский, д.т.н., главный научный сотрудник НИИЭФА им.Д.В.Ефремова;
М.В.Кривошеев, к.ф.-м.н., ведущий научный сотрудник НИИЭФА им.Д.В.Ефремова

В 2015 году ученые планируют приступить к экспериментам на первом международном термоядерном экспериментальном реакторе – токамаке ИТЭР. Работа над проектом вступила в завершающую стадию. Это значит, что мечта нескольких поколений физиков – научиться стационарно в земных условиях воспроизводить те физические механизмы, которые на протяжении миллиардов лет питают энергией бесчисленные звезды, включая и наше Солнце, становится реальностью. Для Российского агентства по атомной энергии поддержка международного термоядерного проекта – одна из стратегических задач.

Управляемый термоядерный синтез (УТС)

Вся пятидесятилетняя история термоядерных исследований – это настойчивый, полный интеллектуальных озарений, множества кропотливых, зачастую рутинных и неудачных экспериментов, скрытого драматизма и глубоких разочарований, поиск физических механизмов, технических средств и технологий, позволяющих решить проблему УТС и создать практически неисчерпаемый безопасный и экологически чистый источник энергии.

Историческая справка

Инициатором исследований по проблемам УТС в Советском Союзе был академик И.В. Курчатов. Ведущую роль в создании плазменных установок и проведении исследований сыграли творческие коллективы Института атомной энергии, носящего ныне его имя, Института ядерной физики им. Г.И. Будкера Сибирского отделения АН СССР, НИИ электрофизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова, Сухумского физико-технического института, Троицкого института инновационных и термоядерных исследований, Физико-технического института им. А.Ф. Иоффе АН СССР, Физического института им. П.Н. Лебедева АН СССР, Харьковского физико-технического института. Нашими учеными внесен выдающийся вклад в формирование массива экспериментальных данных о свойствах высокотемпературной плазмы и их теоретическое осмысление. Научное руководство и общую координацию работ по проблемам УТС в разные годы осуществляли академики И.В. Курчатов, Л.А. Арцимович, Б.Б. Кадомцев; сейчас ими руководит академик Е.П. Велихов. Ведущий вклад в решение инженерных задач внесли академик В.А. Глухих, профессора Е.Г. Комар, И.Ф. Малышев, Н.А. Моносзон, А.М. Столов.

В настоящее время интенсивно развиваются два принципиально различных метода осуществления УТС. Один из них основан на магнитном удержании термоядерной плазмы и ее изоляции от стенок, второй – на ее инерциальном удержании.

В реакторах первого типа формируют магнитное поле, которое препятствует уносу заряженных частиц на стенки. Газокинетическое давление плазмы должно с запасом уравновешиваться давлением магнитного поля. Это позволяет достичь необходимых значений энергетического времени удержания при характерной концентрации ядер ~ 1020 м-3. Время удержания составляет несколько секунд. В реакторах второго типа формируется плазменный сгусток очень высокой плотности, существующий за счет инерции. Рабочий процесс длится всего несколько наносекунд.

Наибольший прогресс к настоящему времени достигнут на установках с магнитным удержанием плазмы. Сама эта идея высказана в 1950 г. академиками И.Е. Таммом и А.Д. Сахаровым. В 1951 году был выполнен расчет первого магнитного термоядерного реактора, в котором в качестве топлива планировалось использовать дейтерий. В последующие годы, наряду с интенсивной разработкой теоретических проблем физики высокотемпературной плазмы шел напряженный поиск наиболее эффективных магнитных конфигураций, электрофизических систем, специальных технологий. В 1956 году исследования по проблеме УТС были рассекречены. Тем самым было положено начало международному научно-техническому сотрудничеству в этой области, принесшему в последующие десятилетия замечательные плоды.

Среди установок с магнитным удержанием лидируют токамаки. Базовые физические принципы и основные инженерные решения токамаков предложены советскими специалистами.

Токамаки

Токамак (ТОроидальная КАмера МАгнитные Катушки) представляет собой замкнутую магнитную ловушку; плазма имеет в нем форму тороида. Магнитное поле, необходимое для ее стабильного удержания и изоляции от стенок, формируется суперпозицией двух компонент. Одну из них – тороидальную, – создают набором плоских магнитных катушек, равномерно охватывающих плазменный шнур; другую – круговым электрическим током, возбуждаемым в плазме с помощью центрального индуктора – соленоида. Этот же ток в начальной стадии рабочего цикла нагревает плазму до температуры около 1 кэВ. Ее дальнейший нагрев осуществляют вводом мощных ВЧ– и СВЧ-полей и инжекцией быстрых нейтральных атомов водорода. Перемещение плазменного образования как целого внутри камеры, поддержание его формы и равновесия осуществляют полоидальными магнитными полями, возбуждаемыми кольцевыми катушками, параллельными плазменному шнуру. Плазму формируют в металлической камере, откачиваемой до сверхвысокого вакуума. Это позволяет уменьшить содержание в плазме углерода, кислорода, других примесей, резко снизить потери плазмы на излучение и повысить ее температуру.

Первый токамак Т-1 создан в 1958 г. в Институте атомной энергии. Авторами основных физико-технических идей установки были Н.А. Явлинский, И.Н. Головин, Л.А. Арцимович. Годом позже заработал токамак Т-2, содержавший прототипы большинства функциональных элементов последующих установок.

В целом первая фаза исследований на стыке 50–60 гг. вызвала все же некоторое разочарование. Плазма очень неохотно раскрывалась людям. Под вскрытым покровом познанных физических явлений тут же обнаруживался целый пласт новых проблем и загадок. Для тех лет симптоматична реплика академика Л.А. Арцимовича, полушутя обронившего как-то, что новые виды неустойчивостей физики-экспериментаторы обнаруживают быстрее, чем теоретики успевают объяснить старые. Но уже к середине десятилетия на первом крупном токамаке Т-3, представленном ниже фотографией 1964 года, был совершен настоящий научный прорыв: измеренное энергетическое время удержания составило около 20 миллисекунд, что более чем на порядок превышало общепринятый в то время прогноз. Температура плазмы достигла 0,5 кэВ, а ее концентрация ~ 5х1019 м-3.

Результаты экспериментов на токамаке Т-3 обозначили не только выдающееся научное достижение. Его создание ознаменовало принципиально новый этап в общем подходе к проблемам УТС. Навсегда уходила эпоха, когда группа физиков да несколько талантливых помощников-мастеровых были одновременно и непосредственными создателями экспериментальных установок. Масштабы решаемой научной задачи диктовали "индустриализацию" научного инструментария. Разработку технической документации на токамак осуществлял ленинградский НИИ электрофизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова – создатель крупнейших отечественных термоядерных установок, ускорителей и сверхмощных квантовых генераторов, составляющих богатейший арсенал современной атомной и ядерной физики, физики элементарных частиц, пучково-плазменных и лазерных технологий. А воплощали в металл замыслы физиков и конструкторов крупнейшие промышленные предприятия страны, в том числе знаменитая "Электросила". Токамак Т-3 был первенцем этого органичного союза науки и промышленности. А затем последовали еще более мощные плазменные установки.

Токамак

Рис. 1. Токамак Т-3 в экспериментальном зале Института атомной энергии имени академика И.В.Курчатова

Сообщения советских физиков об экспериментах на Т-3 настолько впечатляли, что вызвали скепсис и даже откровенное неверие зарубежных ученых. Им была предоставлена возможность, используя собственные методики и аппаратуру, провести на токамаке независимые измерения. Результаты подтвердились! Был уточнен и скейлинг, т.е. многофакторная полуэмпирическая зависимость энергетического времени удержания alt от конструктивно-физических параметров. Выяснилось, что увеличение разрядного тока и большого радиуса плазменного шнура приводит к заметному росту alt. Это придало ученым уверенности в конечном успехе и побудило к формированию долгосрочных планов сооружения все более крупных токамаков. С 1968 г. началось их победное шествие по лабораториям ядерных центров и ведущих университетов всех континентов. В середине 70-х годов на токамаке РLТ в Принстонской лаборатории физики плазмы (США) с помощью пучков быстрых нейтральных атомов была получена плазма с температурой около 60 миллионов градусов. Чуть позже на отечественном токамаке Т-10 температура плазмы с помощью СВЧ-нагрева была поднята до 90 миллионов градусов. В Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова на первом в мире токамаке со сверхпроводящей магнитной системой Т-7 была продемонстрирована возможность неиндуктивного поддержания тока в плазменном шнуре, открывшая путь к радикальному увеличению продолжительности рабочего цикла.

В 90-е годы семейство замкнутых ловушек пополнилось новой модификацией – сферическими токамаками. В сравнении с традиционными, они отличаются лишь одной конструктивной особенностью – меньшим, не превышающим двойки аспектным отношением, т.е. соотношением большого и малого радиусов плазменного шнура. Но этот, казалось бы, незначительный геометрический нюанс влечет за собой очень важные последствия. Для удержания и сохранения устойчивости плазменного шнура магнитное давление в сферических токамаках можно снизить примерно вдесятеро в сравнении с токамаками традиционными. В свою очередь, это дает возможность при сохранении основных плазмо-физических параметров в несколько раз уменьшить магнитную индукцию и стоимость установки. Эта особенность сферических токамаков в перспективе может вывести их в лидеры среди замкнутых плазменных ловушек.

Токамак Т-10 стал последней отечественной машиной, целью которой были преимущественно научные задачи – изучение свойств высокотемпературной плазмы. По мере приближения плазменных параметров к реакторным, творческие усилия специалистов все больше фокусировались на решении физико-технических проблем УТС. Это диктовалось естественной логикой освоения термоядерной энергетики. Каждая новая установка и ранее создавалась на пределе существовавших технических возможностей. Но теперь подход становился еще более жестким. Нужно было синтезировать принципиально новые, нередко уникальные технологии и осваивать их в промышленных масштабах. Такими новейшими технологиями, вызванными к жизни требованиями УТС, стали сверхпроводимость, сверхвысокий безмасляный вакуум, уникальные СВЧ-приборы миллиметрового и субмиллиметрового диапазонов, сверхмощные накопители энергии и коммутирующая аппаратура, прецизионные высокочувствительные приборы диагностики и контроля, новые материалы, десятки других технико-технологических новаций.

Три последних десятилетия можно определить как финишный этап предреакторной эпохи – этап "больших" экспериментальных токамаков. Самые крупные из них содержат почти все функциональные и технологические системы будущего реактора.

Накопленные знания о свойствах высокотемпературной плазмы позволили уже в начале 70-х годов приступить к проектированию термоядерных реакторов. На первых порах эти работы носили чисто концептуальный характер.

Все больший размах приобретало двустороннее и международное научно-техническое сотрудничество в области УТС, не прерывавшееся даже в самые напряженные периоды политической конфронтации. Так, в 1975 г. советско-американской группой физиков и инженеров были подготовлены расчетное обоснование и развернутое техническое предложение на первый реактор-токамак с полоидальным дивертором. Его оригинальная схема, предусматривавшая совмещение диверторного канала и криовакуумной системы, легла в основу более поздних проектов, в частности, "европейского" большого токамака JET и международных реакторов-токамаков ИНТОР и ИТЭР.

Международный проект ИТЭР

Ход плазмо-физических исследований и концептуальных разработок показал, что решающий шаг к новой энергетике – пуск действующего термоядерного реактора, – возможен лишь ценой громадных интеллектуальных и материальных затрат, обременительных для национальных экономик даже самых развитых стран. В 1978 г. идея интернационального создания первого реактора обрела конкретные очертания: по инициативе Советского Союза и при активной поддержке МАГАТЭ было заключено межправительственное соглашение о совместном проектировании реактора-токамака ИНТОР. Его участниками стали Европейский Союз, СССР, США и Япония. Были сформированы международная и национальные проектные и исследовательские группы, административно-технические органы, комплексные программы НИОКР. России в международном проекте отводилась одна из ведущих ролей. Международный научный совет ИНТОР, координировавший работы по Проекту, возглавил академик Е.П. Велихов.

В процессе проектирования ИНТОР'а широко использовался опыт создания и эксплуатации атомных реакторов, промышленного электроэнергетического оборудования. По существу, была создана уникальная энциклопедия по физико-техническим проблемам УТС, вобравшая в себя многолетний интернациональный научно-практический опыт, результаты фундаментальных исследований и прикладных разработок.

Бесспорный технический и политический успех проекта ИНТОР, объединившего интеллектуальный потенциал и ресурсы десятков научных лабораторий и проектно-конструкторских институтов различных стран над решением одной из крупнейших научных проблем современности, имел своим продолжением новое межгосударственное соглашение 1988 года о разработке и сооружении Международного Термоядерного Экспериментального Реактора-токамака ИТЭР. Это соглашение подписали Европейский Союз, СССР (затем Россия), США и Япония. Позднее к нему присоединились Канада, Казахстан, Китай и Республика Корея. Цель международного проекта ИТЭР – демонстрация возможности получения термоядерной энергии в мирных целях. Основу технических решений должны составлять новейшие технологии, прошедшие индустриальную апробацию. Поэтапное техническое проектирование ИТЭР'а завершено в 2001 г. (рис. 2).

Токамак

Рис. 2. Таким видится проект международного экспериментального реактора-токамака ИТЭР

При окончательном выборе параметров возобладало стремление минимизировать стоимость реактора: принятый вариант примерно вдвое дешевле стартового. Платой за это стало, однако, существенное уменьшение термоядерной мощности и отказ от режима самоподдержания реакции: в стационарной стадии предусмотрен дополнительный нагрев плазмы с помощью пучков быстрых нейтральных атомов и СВЧ-мощности. Особое внимание уделено безопасной эксплуатации ИТЭР'а. Даже при наиболее тяжелых гипотетических авариях с вероятностью 10-6 радиационная обстановка не потребует эвакуации населения.

Расчетные и конструкторские работы над Проектом велись параллельно с моделированием его основных устройств и освоением новейших технологий. Отработано промышленное производство сверхпроводникового кабеля. Изготовлены модельные катушки магнитной системы; при их испытаниях устойчиво поддерживались проектные параметры. Создан комплект натурных сегментов вакуумной камеры. Изготовлена и прошла тестирование на предельные нагрузки модель диверторной пластины. Отработаны элементы нагрева плазмы, сверхвысоковакуумные насосы, устройства формирования топливных таблеток. В нескольких технологических вариантах изготовлены модули бланкета. Создана уникальная, не имеющая мировых аналогов тритиевая лаборатория, в которой ведутся комплексные испытания технологического оборудования. Накоплена обширная база данных по радиационной стойкости материалов. Созданы и успешно испытаны устройства дистанционной замены внутрикамерных элементов.

Необходимо подчеркнуть, что при всей космической гармонии самой идеи ядерного синтеза реактор-токамак в современной версии еще очень далек от инженерного идеала любого технического устройства – предельной простоты и функциональности.

Сегодня разработка проекта не идет в том темпе, в каком должна была бы идти. Причина? Разногласия между странами, участниками проекта. Две страны – Япония и Франция – претендуют на строительство токамака на своей территории. Есть надежда, что и компромисс все же будет найден, и площадка для строительства реактора будет выбрана в ближайшее время.

Перспективы

По стратегическим наметкам ученых и государственных деятелей, сооружение первого термоядерного реактора планируется завершить не позднее 2015 г. Трехстадийная эпоха ИТЭР продлится 25–30 лет. За этот период должно быть осуществлено около 30 тысяч рабочих циклов.

Начальный этап эксплуатации сложнейших экспериментальных комплексов, к числу которых принадлежит ИТЭР, всегда сопровождается внесением переделок и усовершенствований, направленных на оптимизацию и повышение надежности. Для этого установка должна быть "радиационно-чистой". Поэтому на первой стадии эксперименты целесообразно вести с самым легким изотопом водорода – протием. В протиевой плазме при температуре 8 кэВ, на которую рассчитан реактор, термоядерная реакция идти не может, и активации конструкционных материалов не происходит. Это делает возможным безопасный доступ ко всем системам реактора. На этой стадии должны быть: проверена работоспособность, оценена надежность и оптимизированы эксплуатационные режимы, определены номинальные и предельные тепловые, электромагнитные и механические нагрузки; откалиброваны приборы диагностики плазмы; отработана система управления, детализированы физические механизмы поведения плазменного шнура.

На второй стадии начнутся эксперименты с дейтериевой плазмой, в которой пойдет управляемая термоядерная реакция небольшой интенсивности. Это позволит изучить физику дейтериевого топливного цикла, провести нейтронные измерения и предварительные испытания систем защиты. Комплексное достижение научных и инженерных целей создания ИТЭР станет содержанием третьей, важнейшей стадии его эксплуатации. Ожидаемая продолжительность этой стадии – около пяти лет. Реактор будет работать по дейтериево-тритиевому топливному циклу, генерируя термоядерную мощность, почти в 20 раз превышающую тепловую мощность первой в мире атомной электростанции в Обнинске.

Громадный массив данных о свойствах водородной плазмы и эксплуатационных особенностях систем реакторного комплекса, который будет накоплен за десятилетия работы ИТЭР, опыт его сооружения станут мостиком к следующему этапу – созданию демонстрационной термоядерной электростанции DЕМО. Ее ввод в эксплуатацию ожидается после 2040 г.

Будут продолжены изыскания и в других сферах применения управляемого термоядерного синтеза в энергетике и в смежных областях. Интересна концепция гибридного энергетического реактора. Таков отечественный проект ОТР (Опытный Термоядерный Реактор). Физическая схема гибридных реакторов построена на параллельном использовании обоих типов ядерных реакций – синтеза и деления. Термоядерный синтез в высокотемпературной плазме служит здесь источником первичных нейтронов, вызывающих последующее деление природного ядерного сырья. В результате, мощность десятикратно возрастает, а требования к параметрам плазмы заметно снижаются; существенно улучшаются также технико-экономические характеристики реактора.

С помощью гибридных реакторов эффективно решается и важная экологическая задача – "выжигание" долгоживущих радиоактивных отходов атомной промышленности. Для этой цели достаточны установки со сравнительно небольшой термоядерной мощностью – порядка 50 МВт.

Управляемый термоядерный синтез сулит принципиально новые возможности и в деле освоения космического пространства. По удельному энергосодержанию дейтериево-тритиевая смесь более чем в 10 миллионов раз превосходит наиболее энергоемкое химическое ракетное топливо-смесь бериллия с кислородом; достигается также двадцатикратный выигрыш по создаваемой тяге. С технологиями УТС связывают революционный скачок от космических полетов на запасаемом топливе к использованию в ракетных двигателях неисчерпаемых запасов межзвездного водорода. Черпая водород из забортного пространства, космические корабли массой около 200 т можно отправить в "экспресс-полеты" к Венере и Марсу продолжительностью всего 2–3 месяца; в течение нескольких лет становятся досягаемы даже окраины Солнечной системы – планеты Нептун и Плутон. Сегодня проекты таких полетов отдают фантастикой. Между тем их инженерная проработка основывается на абсолютно достоверных физических идеях.

Стремительное развитие науки и техники оставляет лишь небольшие плацдармы современным оракулам. В перспективе не исключено появление новых, возможно, революционных идей. Только историческая практика подтвердит или опровергнет то, что сегодня представляется очевидным. Это касается и термоядерной энергетики.

Тем не менее, уже сейчас можно уверенно утверждать, что вторая половина ХХI века станет свидетелем активного влияния технологий управляемого ядерного синтеза на энергетическую базу и, в какой-то степени, даже судьбы земной цивилизации.

Журнал «Атомная стратегия» № 14, ноябрь 2004 г.  

02 июля 2007 /
Похожие новости
Комментарии
виктор
в 100 раз дешевле, встречные пучки ионов в кольцевом электрическом поле

vladimir
Уважаемые господа !
проект (ITER) – утопия!!!

Вся современная теория термоядерного синтеза ошибочна в основе.
Ядерный синтез с выделением энергии, в принципе не может идти за счет случайного столкновения ядер при их тепловом движении, какой бы высокой не была температура.
Высокая температура только создает условия для самоорганизации плазмы. В результате этой самоорганизации в плазме самопроизвольно формируются точки с очень высокой плотностью вещества. В этих точках, за счет предельно высокого давления, идет ядерный синтез. Именно за счет высокого давления, которое сжимает частицы до нейтронной плотности. Механизм формирования таких точек, это главный закон поведения плазмы
Все это описано тут.
http://grinvladimir.narod.ru/z1/tkp.htm
http://termoreactor.ru/
http://www.stanislav-grinev.narod.ru/gri2.htm
В моей работе доказано, что условие Лоуссона противоречит второму закону термодинамики, а потому не имеет физического смысла. Выполнить это условие не возможно в принципе. Да же при термоядерном взрыве, ядерный синтез идет за счет точек сверхвысокой плотности, но не за счет теплового движения ядер.
Вся современная теория термоядерного взрыва – полная ерунда.
Моя работа опубликована в Интернете еще 2003 году и в настоящее время ее поняли и поддержали многие физики, а потому в ее правильности уже нет никаких сомнений.


Cada uno de estos tipos b?sicos de «replicas relojes de actividad» tiene una breitling replica variedad incre?ble, pero tienden a compartir m?s cosas en com?n entre s? que las diferencias. Con esto, quiero decir que si usted pone un replica watches mont?n de relojes de piloto juntos en una mesa, probablemente ver? un mont?n de cosas en com?n.

НАПИСАТЬ КОММЕНТАРИЙ

Ваше Имя:
Ваш E-Mail:
Полужирный Наклонный текст Подчеркнутый текст Зачеркнутый текст | Выравнивание по левому краю По центру Выравнивание по правому краю | Вставка смайликов Вставка ссылкиВставка защищенной ссылки Выбор цвета | Скрытый текст Вставка цитаты Преобразовать выбранный текст из транслитерации в кириллицу Вставка спойлера
Введите код: