Эксперименты на токамаках позволили установить, что время удержания плазмы (величина, характеризующая длительность сохранения плазмой необходимой высокой температуры) пропорциональна площади сечения плазменного шнура и индукции продольного магнитного поля. Магнитная индукция может быть весьма большой при использовании сверхпроводящих материалов. Другая возможность повышения времени удержания плазмы состоит в увеличении поперечного сечения плазменного шнура. Это значит, что необходимо увеличить размеры токамаков. Летом в 1975 году в Институте атомной энергии имени И.В. Курчатова вступил в строй самый крупный токамак – Т-10. В нем получены следующие результаты: температура ионов в центре шнура 0,6 – 0,8 кЭв, средняя концентрация частиц 8.1019 м-3, энергетическое время удержания плазмы 40 – 60 мс, основной параметр удержания nt~(2,4-7,2).1018 м-3.с.

Более крупными установками являются так называемые демонстрационные токамаки, которые вступили в строй до 1985 года. Токамаком такого типа является Т-20. Он имеет весьма внушительные размеры: большой радиус тора равен 5 метрам, радиус тороидальной камеры – 2 метра, объем плазмы – около 400 кубических метров. Целью сооружения таких установок является не только проведение физических экспериментов и исследований. Но и разработка различных технологических аспектов проблемы – выбор материалов, изучение изменения их свойств при повышенных тепловых и радиационных воздействиях и т.д. Установка Т-20 предназначена для получения реакции смеси DT. В этой установке предусматривается надежная защита от мощного рентгеновского излучения, потока быстрых ионов и нейтронов. Предполагается использовать энергию потока быстрых нейтронов (1017м-2.с), которые в специальной защитной оболочке (бланкете) будет замедляться, и отдавать свою энергию теплоносителю. Кроме того, если в бланкете будет содержаться изотоп лития 36Li, то он под действием нейтронов будет превращаться в тритий, который в природе не существует.

Токамаки следующего поколения будут представлять собой уже опытно-промышленные термоядерные электростанции, и они в конечном счете должны будут производить электроэнергию. Предполагается, что они будут реакторами «гибридного типа», в которых бланкет будет содержать делящийся материал (уран). Под действием быстрых нейтронов в уране будет происходить реакция деления, что повысит общий энергетический выход установки.

Итак, токамаки представляют собой устройства, в которых плазма нагревается до высоких температур и удерживается. Как осуществляется в токамаках нагрев плазмы? Прежде всего, плазма в токамаке нагревается вследствие протекания электрического тока это, как говорят, омический нагрев плазмы. Но при очень высоких температурах сопротивление плазмы сильно падает и омический нагрев становится неэффективным, поэтому сейчас исследуются различные методы дополнительного повышения температуры плазмы, такие как инжекция в плазму быстрых нейтральных частиц и высокочастотный нагрев.

Нейтральные частицы не испытывают никакого действия со стороны магнитного поля, удерживающего плазму, и поэтому могут быть легко «впрыснуты», инжектированы в плазму. Если эти частицы обладают большой энергией, то, попав в плазму, они ионизуются и при столкновениях с частицами плазмы передают им часть своей энергии, и плазма нагревается. Сейчас достаточно хорошо разработаны методы получения потоков нейтральных частиц (атомов) с большой энергией. С этой целью с помощью специальных устройств – ускорителей – заряженным частицам сообщается очень большая энергия. Затем этот поток заряженных частиц специальными методами нейтрализуют. В результате получается поток высокоэнергетических нейтральных частиц.

Высокочастотный нагрев плазмы может осуществляться с помощью внешнего высокочастотного электромагнитного поля, частота которого совпадает с одной из собственных частот плазмы (условия резонанса). При выполнении этого условия частицы плазмы сильно взаимодействуют с электромагнитным полем, и происходит перекачка энергии поля в энергию плазмы (плазма нагревается).

Хотя программа токамаков считается наиболее перспективной для термоядерного синтеза, физики не прекращают исследований по другим направлениям. Так, последние достижения по удержанию плазмы в прямых системах с магнитными пробками вселяют оптимистические надежды на создание на основе таких систем энергетического термоядерного реактора.

Для устойчивого удержания плазмы с помощью описанных устройств в ловушке создаются условия, при которых магнитное поле нарастает от центра ловушки к ее периферии. Нагрев плазмы осуществляется с помощью инжекции нейтральных атомов.

Как в токамаках, так и в пробкотронах для удержания плазмы необходимо очень сильное магнитное поле. Однако существуют направления решения проблемы термоядерного синтеза, при реализации которых отпадает необходимость создания сильных магнитных полей. Это так называемые лазерный синтез и синтез с помощью релятивистских электронных пучков. Суть этих решений состоит в том, что на твердую «мишень», состоящую из замороженной смеси DT, со всех сторон направляют либо мощное лазерное излучение, либо пучки релятивистских электронов. В результате мишень должна сильно нагреваться, ионизоваться и в ней взрывным образом должна произойти реакция синтеза. Однако практическое воплощение этих идей сопряжено со значительными трудностями, в частности из-за отсутствия лазеров, обладающих необходимой мощностью. Тем не менее, в настоящее время интенсивно разрабатываются проекты термоядерного реактора на основе этих направлений.

К решению проблемы могут привести различные проекты. Ученые надеются, что, в конце концов, удастся осуществить управляемые реакции термоядерного синтеза и тогда человечество получит источник энергии на многие миллионы лет.

Проект ИТЭР

Уже в самом начале проектирования токамаков нового поколения стало ясно, насколько они сложны и дороги. Возникла естественная мысль о международном сотрудничестве. Так появился проект ИТЭР (Интернациональный Термоядерный Энергетический Реактор), в разработке которого участвуют объединение «Евратом», СССР, США и Япония. Сверхпроводящий соленоид ИТЭРа на основе нитрата олова должен охлаждаться жидким гелием при температуре 4 К или жидким водородом при 20 К. Увы, не сбылись мечты о более «теплом» соленоиде из сверхпроводящей керамики, который мог бы работать при температуре жидкого азота (73 К). Расчеты показали, что он только ухудшит систему, поскольку, кроме эффекта сверхпроводимости, свой вклад будет вносить и проводимость его медной подложки.

В соленоиде ИТЭРа запасается огромная энергия — 44 ГДж, что эквивалентно заряду около 5 т тротила. В целом электромагнитная система этого реактора по мощности и сложности на два порядка превзойдет самые крупные действующие установки. По электрической мощности он будет эквивалентен Днепрогэсу (около 3 ГВт), а его общая масса составит примерно 30 тыс. т.

Долговечность реактора определяет прежде всего первая стенка тороидальной камеры, находящаяся в самых напряженных условиях. Кроме термических нагрузок, она должна пропускать и частично поглощать мощный поток нейтронов. По расчетам, стенка из наиболее подходящих сталей сможет выдержать не более 5 – 6 лет. Таким образом, при заданной длительности работы ИТЭРа – 30 лет – стенку потребуется менять 5 – 6 раз. Для этого реактор придется почти полностью разбирать с помощью сложных и дорогих дистанционных манипуляторов — ведь только они смогут проникнуть в радиоактивную зону.

Такова цена даже опытного термоядерного реактора — чего же потребует промышленный?

Современные исследования плазмы и термоядерных реакций

Основным направлением в исследованиях по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, проводимых в Институте ядерного синтеза, по-прежнему остается активное участие в разработке технического проекта международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР.

Работы эти получили новый импульс после подписания 19 сентября 1996 года Председателем правительства РФ В.С. Черномырдиным Постановления об утверждении федеральной целевой научно-технической программы "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку на 1996-1998 годы". В Постановлении подтверждены обязательства по проекту, принятые на себя Россией, и рассмотрены вопросы их ресурсного обеспечения. Группа сотрудников откомандирована для работы в центральных проектных коллективах ИТЭР в США, Японии и Германии. В рамках "домашнего" задания в Институте ведутся экспериментальные и расчетно-теоретические работы по моделированию элементов конструкций бланкета ИТЭР, разработке научной базы и технического обеспечения систем нагрева плазмы и неиндукционного поддержания тока с помощью электронно-циклотронных волн и нейтральной инжекции.

В 1996 году в ИЯС проведены стендовые испытания прототипов квазистационарных гиротронов, разрабатываемых в России для систем ЭЦР-предыонизации и нагрева плазмы ИТЭР. Ведутся макетные испытания новых методик диагностики плазмы - зондирования плазмы пучком тяжелых ионов (совместно с Харьковским физико-техническим институтом) и рефлектометрии. Изучаются проблемы обеспечения безопасности термоядерных энергетических систем и связанные с ними вопросы формирования нормативной базы. Выполнен цикл модельных расчетов механической реакции конструкций бланкета реактора на динамические процессы в плазме, такие, как срывы тока, смещения плазменного шнура и т.п. В феврале 1996 года в Москве было проведено тематическое совещание по диагностическому обеспечению ИТЭР, в котором приняли участие представители всех сторон проекта.

Уже 30 лет (с 1973 года) активно ведутся совместные работы в рамках российско (советско) - американского сотрудничества по УТС с магнитным удержанием. И в сегодняшнее трудное для российской науки время пока еще удается сохранять достигнутый в прошедшие годы научный уровень и спектр совместных исследований, ориентированных в первую очередь на физическое и научно-инженерное обеспечение проекта ИТЭР. В 1996 году специалисты Института продолжали участвовать в дейтерий-тритиевых экспериментах на токамаке TFTR в Принстонской лаборатории физики плазмы. В ходе этих экспериментов, наряду с существенными успехами по изучению механизма самонагрева плазмы образующимися в термоядерной реакции α-частицами нашла практическое подтверждение идея улучшения удержания высокотемпературной плазмы в токамаках за счет создания в центральной зоне магнитной конфигурации с так называемым обратным широм. Продолжены совместно с отделом физики плазмы компании "General Atomic" взаимодополняющие исследования неиндукционного поддержания тока в плазме с помощью СВЧ-волн в диапазоне электронного циклотронного резонанса на частоте 110-140 МГц. При этом осуществлялся взаимный обмен уникальной диагностической аппаратурой. Подготовлен эксперимент по дистанционной on-line обработке в ИЯС результатов измерений на токамаке DIII-D в Сан-Диего, для чего в Москву будет передана рабочая станция «Alfa». С участием Института Ядерного Синтеза завершается создание на DIII-D мощного гиротронного комплекса, ориентированного на квазистационарный режим работы. Интенсивно ведутся совместные расчетно-теоретические работы по изучению процессов срыва тока в токамаках (одна из основных физических проблем ИТЭР на сегодняшний день) и моделированию процессов переноса с участием теоретиков Принстонской лаборатории, Техасского университета и "General Atomic". Продолжается сотрудничество с Аргоннской национальной лабораторией по проблемам взаимодействия плазма-стенка и разработке перспективных малоактивируемых материалов для энергетических термоядерных реакторов.

В рамках российско-германской программы по мирному использованию атомной энергии ведется многоплановое сотрудничество с Институтом физики плазмы им. Макса Планка, Ядерным исследовательским центром в Юлихе, Штутгартским и Дрезденским техническими университетами. Сотрудники Института участвовали в разработке, а теперь и в эксплуатации гиротронных комплексов стелларатора Wendelstein W7-As и токамака ASDEX-U в Институте М. Планка. Совместно разработан численный код для обработки результатов измерений спектра энергии частиц перезарядки применительно к токамакам Т-15 и ADEX-U. Продолжены работы по анализу и систематизации опыта эксплуатации инженерных систем токамаков TEXTOR и Т-15. Для совместных экспериментов на TEXTOR подготавливается рефлектометрическая система диагностики плазмы. Существенная информация накоплена в рамках долгосрочной совместной работы с Дрезденским техническим университетом по выбору и анализу малоактивируемых материалов, перспективных для конструкций будущих термоядерных реакторов. Сотрудничество со Штутгартским университетом ориентировано на изучение технологических проблем повышения надежности гиротронов большой мощности (совместно с Институтом прикладной физики РАН РФ). Вместе с Берлинским филиалом Института М. Планка проводятся работы по совершенствованию методики использования диагностической станции WASA-2 для поверхностного анализа материалов, подвергающихся воздействию высокотемпературной плазмы. Станция была разработана специально для токамака Т-15.

По двум линиям ведется сотрудничество с Францией. Совместные экспериментальные исследования по физике сильноточных ионных источников, в частности источников отрицательных ионов водорода, и по плазменным движителям для космических аппаратов проводятся с отделом физики плазмы Ecole Polytechnique. Продолжаются совместные работы по изучению процессов скоростного сжатия проводящих цилиндрических оболочек сверхсильными магнитными полями с исследовательским центром De-Gramat. В Институте разработана и сооружается установка для получения импульсных магнитных полей субмегагауссного диапазона (на контрактной основе).

Проводятся консультации специалистов Швейцарского центра исследований в области физики плазмы Suisse Ecole Poytechnique по использованию метода электронно-циклотронного нагрева плазмы. Согласована долгосрочная программа сотрудничества по УТС с Ядерным центром Фраскати (Италия).

"Зонтиковое" соглашение о взаимном научном обмене подписано с Японским национальным центром по плазменным исследованиям (Нагойя). Выполнен ряд совместных теоретических и расчетно-теоретических исследований по механизмам переносов в плазме токамаков и вопросам удержания в стеллараторах (применительно к сооружаемому в Японии крупному гелиотрону LHD).

В Институте физики плазмы Китайской академии наук (г.Хефей) начаты полномасштабные эксперименты на сверхпроводящем токамаке НТ-7, созданном на основе нашего токамака Т-7. На контрактной основе в Институте для НТ-7 готовится несколько диагностических систем.

Специалисты Института неоднократно приглашались компанией "Самсунг" для консультирования работ по проектированию крупного сверхпроводящего токамака START, который Южная Корея планировала соорудить к 1999 году. Это крупнейшая термоядерная установка в мире к этому времени.

Институт является головной организацией по шести проектам Международного научно-технического центра ISTC (тритиевый цикл термоядерного реактора, технологическое применение ионной имплантации, плазменная диагностика, лидарная система экологического контроля атмосферы, система рекуперации для комплексов инжекционного нагрева плазмы в термоядерных системах, источники низкотемпературной плазмы для технологических целей).

Заключение

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.

В ходе написания курсовой работы мною были подняты вопросы по созданию и основным проблемам термоядерного синтеза, и как оказалось, создание установок для получения термоядерного синтеза – это и есть проблема, но не основная. К основным проблемам можно отнести удержание плазмы в реакторе и создание оптимальных условий: произведением концентрации n частиц на время t их удержания в ловушке и созданиям температуры, приблизительно равной температуре в центре солнца.

Несмотря на все сложности создания управляемого термоядерного синтеза, ученые не отчаиваются и ищут решения проблем, т.к. при удачном осуществлении реакции синтеза будет получен колоссальный источник энергии, во многом превосходящий любую созданную электростанцию. 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.

Будущее не сможет существовать без развития термоядерного синтеза, человечеству необходима электроэнергия, а в современных условиях нам не хватит наших запасов энергии, при получении ее из атомных и электростанций.

Литература

1. Милантьев В.П., Темко С.В. Физика плазмы: кн. для внеклас. чтения. VIII – X кл. – 2-е изд., доп. – М.: Просвещение, 1983. 160 с., ил. – (Мир знаний).

2. Свирский М.С. Электронная теория вещества: учеб. пособие для студентов физ. - мат. фак. пед. ин-тов – М.: Просвещение, 1980. – 288с., ил.

3. Цитович В.Н. Электрические свойства плазмы. М., «Знание», 1973.

4. Техника молодежи // №2/1991

5. Яворский Б.М., Селезнев Ю.А. Справочное руководство по физике. – М.: Наука. – Гл. ред. физ.- мат. лит., 1989. – 576 с., ил.

Страницы: 1, 2