Як працює токамак. Технократичний рух

З метою досягнення умов, необхідних для протікання. Плазма в токамаку утримується не стінками камери, які не здатні витримати необхідну для термоядерних реакцій температуру, а спеціально створюваним комбінованим магнітним полем - тороїдальним зовнішнім і полоідальним полем струму, що протікає по плазмовому шнурі. У порівнянні з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, використання електричного струму є головною особливістю струму. Струм у плазмі забезпечує розігрів плазми та утримання рівноваги плазмового шнура у вакуумній камері. Цим токамак, зокрема, відрізняється від стелатора , що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і поля полоидального створюються за допомогою зовнішніх магнітних котушок.

Токамак-реактор зараз розробляється в рамках міжнародного наукового проекту ITER.

Історія

Пропозицію про використання керованого термоядерного синтезу для промислових цілей та конкретну схему з використанням термоізоляції високотемпературної плазми електричним полем було вперше сформульовано радянським фізиком О. А. Лаврентьєвим у роботі середини 1950-го року. Ця робота стала каталізатором радянських досліджень з проблеми керованого термоядерного синтезу. А. Д. Сахаров та І. Є. Тамм у 1951 році запропонували модифікувати схему, запропонувавши теоретичну основу термоядерного реактора, де плазма мала б форму тора і утримувалася магнітним полем. Водночас ця ж ідея була запропонована американськими вченими, але «забута» до 1970-х років.

В даний час токамак вважається найбільш перспективним пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення тороїдального магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індукторау камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора , в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

• нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання);
• створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним(тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюсисферичної системи координат).

Магнітне поле стискає струм, що протікає через плазму. В результаті утворюється конфігурація, в якій гвинтові магнітні силові лінії обвивають плазмовий шнур. При цьому крок при обертанні в тороїдальному напрямку не збігається з кроком у полоідальному напрямку. Магнітні лінії виявляються незамкненими, вони нескінченно багато разів закручуються навколо тора, утворюючи так звані «магнітні поверхні» тороїдальної форми.

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку поки обмежено кількома секундами. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоідального поля. Вони є кільцевими витками навколо вертикальної осі камери токамака.

Одного тільки нагрівання за рахунок перебігу струму недостатньо для нагрівання плазми до температури, необхідної для термоядерної реакції. Для додаткового нагрівання використовується мікрохвильове випромінювання на так званих резонансних частотах (наприклад, збігаються з циклотронною частотою або електронів або іонів) або інжекція швидких нейтральних атомів.

Токамаки та їх характеристики

Загалом у світі було збудовано близько 300 токамаків. Нижче перераховані найбільші їх.

СРСР та Росія

Казахстан

• Казахстанський Токамак матеріалознавчий (КТМ) - це експериментальна термоядерна установка для досліджень та випробувань матеріалів у режимах енергетичних навантажень, близьких до

Оригінал взято у tnenergy Фізика токамаків на пальцях

Схоже, час зробити якийсь лікнеп з фізики токамаків і з фізиків, мабуть, теж. Ідеї ​​проведення керованого термоядерного горіння з магнітним утриманням стукнуло 60 років, і багато хто запитує “і де повернення витраченого на дослідження?”, “де обіцяне джерело чистої та дешевої енергії?”. Настав час подивитися, які відмазки у фізиків є сьогодні. Я не буду в цій статті торкатися інших установок, крім токамаків, але ми поглянемо на проблеми нагріву, утримання плазми, її нестабільність, проблему брідінгу тритію, перспективи і навіть десь історію питання.

Лікнеп

Якщо взяти 2 нейтрони і 2 протони і зліпити їх атом гелію ми отримаємо дуже багато енергії. Простодуже багато енергії - з кожного кілограма наліпленого гелію - еквівалент спалювання 10 000 000 кілограм бензину. За такої зміни масштабу енергозмісту наша інтуїція пасує, і про це треба пам'ятати, коли вигадуєш свій варіант термоядерної установки.

До речі, на Сонці йде іншатермоядерна реакція, яка не відтворюється на Землі.

Найбільш простим шляхом одержати цю енергію є проведення ядерної реакції злиття (або синтезу) D + T -> He4 + n + 17,6 Мев. На жаль – на відміну від хімічних реакцій, у пробірці вона не йде. Зате непогано йде, якщо суміш тритію та дейтерію нагріти до 100 млнградусів. При цьому атоми починають літати настільки швидко, що при зіткненні за інерцією проскакують зону кулонівського відштовхування і зливаюсь у заповітний гелій. Енергія виділяється у вигляді, так би мовити, уламків - дуже швидкого нейтрона, який забирає 80%енергії і трохи менш швидкого ядра гелію (альфа-частинки). Вочевидь при “робочої” температурі все речовина - плазма, тобто. атоми існують окремо від електронів. Будь-який осілий електрон буде втрачено при першому ж зіткненні речовини, що так енергійно рухається.

На цьому місці кожен популяризатор, що поважає себе, вставляє цю картинку.

Швидкість реакції (і відповідно енерговиділення) залежить від двох параметрів – температури, вона має бути не менше ~50 млн, а краще 100-150, та щільності плазми. Зрозуміло, що у щільній плазмі ймовірність зіткнення атомів дейтерію та тритію вища, ніж у розрядженій.

Основна проблема з такою "реакційною сумішшю" - вона остигає звірячим темпом. Настільки звірячим, що з перших проблем було просто нагріти її хоча б на 1 мікросекунду до заповітних 100 млн. тобто. ви берете 10 міліграм водневої плазми, прикладаєте до неї потужність, що гріє, в 10 мегават… а вона не нагрівається.

Нагрів та чистота плазми

Корейський токамак KSTAR у роботі. Світяться найхолодніші та найбрудніші частини плазми.

У чистій плазмі шляхом нагрівання за допомогою нагрівання радіочастотним випромінюванням інжекцією швидких нейтральних частинок до кінця 70х вдалося досягти заповітних 100 млн градусів. Але якщо ми хочемо отримати установку, що дає електроенергію, а не її в три горла, нам потрібно, щоб термоядерна реакція виділяла достатньо енергії, щоб гріти саму себе. Взагалі кажучи, термоядерне горіння може працювати відмінною грілкою, навіть зовнішній підігрів не знадобиться.запалюванням плазми. Проблема в тому, що варто лише втектитрохи більшому кількості тепла, ніж ми очікували, наша термоядерна реакція відразу вимикається, і все знову миттєво остигає. Але для контролю ми можемо використовувати дуже невелику частку тепла, що припливає від систем нагріву - в перспективних реакторах хочуть домогтися режиму з 1/50 загальної потужності, а в ІТЕР - 1/10 . Коефіцієнт відношення тепловиділення від термоядерної реакції до тепла, що вкладається, позначається буквою Q.

Ще з життя плазми: при зриві стабілізації ми бачимо як торкаючись стінок і плазма охолоджуючись швидко втрачає тепло.

Що потрібно, щоб плазма давала багато термоядерного тепла? Як я говорив вище - достатня щільність, а саме 1020-1021 частинок на кубічний сантиметр. При цьому потужність енерговиділення вийде кілька (до 10) мегават на кубометр плазми. Але якщо ми нарощуємо щільність плазми, то у нас зростає її тиск - для нашої мети за щільністю та температурою воно становитиме ~ 5 атмосфер. Завдання утримати таку плазму від розльоту та розплавлення установки (і заразом прямого теплоперенесення на стінки - ми ж боремося за кожен джоуль!) - Третя і головна проблема.

Потужність енерговиділення (мегават на кубометр) при різних щільностях і температурах.

Магнітне утримання (конфаймент).

На наше щастя плазма взаємодіє з магнітним полем – вздовж його силових ліній рухається, а впоперек – практично немає. Якщо створити таке магнітне поле, в якому немає дірок, то плазма кружлятиме в ньому вічно. Ну так, поки не охолоне, але 100 мілісекунд у нас є!

Найпростіша конфігурація такого поля – тор із нанизаними на нього котушками, в якому плазма рухається по колу. Саме така конфігурація була придумана Сахаровим та Таммом у 1951 році та названа ними “ токамак”, тобто. тороїдальна каміра з магнітними доатушками. Для створення т.зв. обертального перетворення (при русі по колу плазма повинна обертатися навколо осі руху, це потрібно для того, щоб не відбувалося поділу зарядів) в плазмі треба навести кільцевий струм, благо це зробити нескладно, т.к. плазмовий тор можна вважати витком на трансформаторі, і досить змінювати струм у “первинній” обмотці, щоб шуканий струм з'явився. Так до тороїдальних котушок додається індуктор або центральний соленоїд. Полоідальні котушки відповідають за додаткове підкручування тороїдального поля та управління і таким чином ми отримуємо підсумковий варіант магнітного поля, яке тримає плазму. Крім того, магнітне поле не дає переміщатися плазмі поперек тора, що створює сильний перепад температури від центру до країв. Такий стан називається магнітним конфайментом.

Приблизно так бачать ІТЕР теоретики.

Чи можна будувати термоядерну електростанцію? Не зовсім….

Як пам'ятаємо, тиск плазми становить 5 атмосфер. Зрозуміло, що тиск магнітного поля має бути не меншим. Однак виявляється, що при порівнянних величинах плазма вкрай нестійка – починає різко змінювати форму, зав'язуватись у вузли та викидатися на стінки. Є таке співвідношення тиску плазми до тиску магнітного поля, що позначається буквоюβ . Виявляється, що робочі режими починаються з β = 0.05-0.07, тобто. тиск магнітного поля має бути в 15-20 разів вищим за тиск плазми. Коли в кінці 70х років стало зрозуміло, що це співвідношення не подолати, думаю не один фізик-термоядерник сказав щось на кшталт "плазма, безсердечна ти сука". Саме ця необхідність підвищувати поля у 15-20 разів і поставила хрест на ідеї “термоядерний реактор у кожен будинок”. Дорога, приглуши термоядерний реактор, ведмедям спекотно.

Модель руху плазми у токамаку. Плазма сильно турбулентна (обурена), і це допомагає їй швидше остигати і нестабільніше поводитися.

Нестабільність

Що означає ця потреба підвищити у 15-20 разів полев порівнянні з мріями 50х? Ну, по-перше, це просто неможливо. Спочатку токамак бачився з полем 1,5-2 Тесла(і відповідним тиском плазми в 10-15 атмосфер) і β=1, а насправді для утримання такої плазми потрібно було б поле 30-40 Тесла. Такі поля були не досягнуті в 60-х, та й сьогодні рекордстаціонарного поля - 33 теслаобсягом зі склянку. Технічна межа закладена в ІТЕР: у плазмовому обсязі - 5-6 Т а на краю - 8-9 Т. Відповідно тиск і щільність плазми в реальній установці менше, ніж у тій, що замислювалася в 50х. А якщо менше, то і з підігрівом все набагато гірше. А якщо з підігрівом гірше, то плазма остигає швидше і… ну ви зрозуміли.

Однак з витоком тепла можна боротися дуже примітивним методом – збільшувати розмір реактора. При цьому обсяг плазми зростає як куб, а площа поверхні плазми, через яку витікає енергія – як квадрат. Виходить лінійне покращення теплоізоляції. Тому якщо перший токамак у світі мав діаметр 80 см, а ІТЕР має діаметр ~16 метрів і об'єм у 10000 разів більший. І цього ще обмаль для промислового реактора.

Токомакобудівники згодні щодо "мало".

Взагалі кажучи, термоядерна плазма виявилася напрочуд неприємною субстанцією, в якій постійно виникало якесь “життя”, якісь вібрації та коливання, які зазвичай не вели ні до чого доброго. Однак у 82 році були випадково виявлені нестабільності, які призводили до різкого (в 2 рази!) зменшення витоку тепла з тору. Такий режим був названий H-mode і тепер використовується всіма токамаками. До речі, той кільцевий струм, який створюється в плазмі для утримання її в тороїдальному полі є джерелом безлічі цих нестабільностей, в т.ч. дуже неприємними кидками плазми вгору чи вниз на стінки. Боротьба за стійке управління плазмою затягнулася десь років на 30, і зараз в ІТЕР, наприклад, планується, що тільки 5 запусків з 1000 будуть закінчуватися зривами управління.

До речі, у процесі боротьби за стабільність токамаки стали у перерізі з круглих витягнутими вертикально. Виявилося, що D-подібний переріз плазми покращує її поведінку і дозволяє підвищити бету. Зараз відомо, що найбільшвеликі робочі бети та найстійкіші плазми - у сферичних токамаків (у них вертикальна витягнутість максимальна до діаметра), щодо нового напряму токамакобудування. Можливо, їхній швидкий прогрес призведе до того, що перша термоядерна електростанція буде забезпечена саме такою машиною, а не класичним тором.

Сферичний токамак – це новий привід попросити ще грошей.

Нейтрони та тритій

Остання тема, про яку треба розповісти для розуміння клубка проблем фізики токамака – це нейтрони. Як я говорив, у найлегшій досяжній реакції D + T -> He4 + n нейтрони забирають 80% енергії, що виділилася в ході народження ядра гелію. Нейтронам начхати на магнітне поле і вони розлітаються у всіх напрямках. При цьому вони забирають енергію, яку ми розраховували пустити на нагрівання плазми. Тому, до речі, батьки-засновники напряму думали більше про реакцію D + D -> p (n) + T (He3), де нейтрони несли б 15% енергії. Але, на жаль, для D+D потрібна в 10 разів більша температура, у 10 разів більше поле або в 3 рази більший реактор. Так от, нейтронний потік від термоядерного реакторажахливий. Він перевершує потік швидких реакторів в сто разів при тому ж енерговиділенні, а головне - нейтрони з енергією 14,6 МеВ набагато руйнівніше нейтронів швидких реакторів з енергією 0,5-1 МеВ.

Це перетин камери ІТЕР після річної роботи. Циферки - наведена нейтронами радіація, Зіверт на годину. Тобто. у центрі 45700 Р/год. На щастя, досить швидко спадає.

З іншого боку - нейтрони досить енергійно гальмуються у питній воді і поглинаються багатьма матеріалами, тобто. ми зможемо знімати теплову енергію термоядерного горіння не плоскою поверхнею, зверненою до плазми, а водяною оболонкою навколо. Крім того, енергійні нейтрони легко перетворити на більшу кількість нейтронів з меншою енергією (пролітаючи крізь атом, скажімо, берилію вони вибивають з нього ще один нейтрон, втрачаючи енергію Be9 + n -> Be8 + 2n. А ці нейтрони поглинути літієм з літієм тритій Таким чином знімається питання "а де наш реактор візьмемо тритій". В ІТЕР, до речі, буде випробовуватися аж 6 досвідчених варіантів бланкету, в якому відбуватиметься напрацювання тритію з літію. На самозабезпечення він, на жаль, не вийде, але в перспективі навіть ці дослідні бланкетні блоки можуть закрити до 10%потреб ІТЕР.

Проектне зображення дослідного бланкету з бридингом (TBM). Не схоже, що такий бланкет зробить термоядерну станцію. простіше.

Підводячи підсумок

Мораль всього цього - закони природи часто заздалегідь не відомі і можуть бути досить підступними. Усього кілька нюансів у поведінці плазми призвели до роздуття реактора для отримання енергії від настільного приладу до монструозного комплексу вартістю 16 мільярдів доларів. Найцікавіше, що розуміння, як зробити токамак із запаленням виникло вже наприкінці 80-х, тобто. через 30 років досліджень плазми. Наприклад, перший проект ІТЕР, створений у 1996 році, був реактором із запалюванням на потужності 1,5 гігавата теплових. Однак термоядерна електростанція виходила настільки надто складною, що потрібен був дуже великий масштаб блоку, щоб вона окупалася. Ну, наприклад, 10 гігават. І будівництво хоча б 10 таких електростанцій, щоб знизити витрати на створення струмомакобудівної промисловості. Такі масштаби не вписувалися в жодну енергетику світу, тому технологія була відкладена до кращих часів. Щоб не втрачати напрацювання, технології, людей, політики погодилися на мінімальне можливе фінансування тематики у вигляді будівництва дорогого міжнародного ІТЕР та десятка дослідницьких установок значно менше. Завдання цих витрат - мати можливість швидко (ну хоча б за 15 років) витягнути таку енергетичну альтернативу з комірчини, якщо раптом вона колись знадобиться.

Світле майбутнє

До речі, про готовність технології. На сьогодні максимальний експериментально досягнутий Q = 0.7 у 1997 р. на установці JET, а перерахунковий (машина працювала на дейтерії, а не на дейтерій тритії) на токамаку JT-60U Q = 1.2. У ІТЕР планується Q=10, а промислового реактора 50-100. Чим вище Q, тим економічніше виходить електростанція, але як ми тепер знаємо, тим більш грандіозні розміри її реакторної установки, тим більше монструозні її магніти, і тим більшою є ціна відмови будь-якого з 10 мільйонів деталей, з яких збирається сучасний токамак.

P.S. Заходьте в мій блог, у мене там деякі новини з будівництва ІТЕР.

P.P.S. Якщо кому потрібен підручник з фізики токамаків без спрощень, то

7 мільярдів тенге з бюджету країни, вкладених у будівництво, та 6 років вимушеного простою у пошуках джерел фінансування. Проект казахстанського матеріалознавчого токамака був на межі закриття. Проте ситуація радикально змінилася завдяки новим напрямам міжнародного співробітництва. Журналіст Григорій Беденко побував у Курчатові та спеціально для Infromburo.kz підготував репортаж про перспективи досліджень у галузі керованого термоядерного синтезу.

Трішки історії

У середині XX століття найрозвиненіші країни світу дуже швидко оволоділи атомною енергією і навчилися використовувати її як у військових програмах зброї, так і для отримання великих обсягів теплової та електричної енергії в мирних цілях. Однак процес керованого розпаду атомного ядра виявився вкрай небезпечним для довкілля. Аварії на атомних станціях та колосальна проблема з утилізацією високоактивних відходів позбавили цей вид енергетики перспектив. Тоді ж, у середині століття, вчені висунули гіпотезу про те, що альтернативою може стати керований термоядерний синтез. Фахівці пропонували повторити в земних умовах процеси, що відбуваються в надрах зірок, і навчитися не лише їх контролювати, а й отримувати енергію у необхідних для існування цивілізації кількостях. Як відомо, в основі термоядерного синтезу лежить принцип злиття легких ядер водню у більш важкі з утворенням гелію. При цьому виділяється значно більше енергії, ніж при зворотному процесі, коли ядра важких елементів поділяються на легші з величезним виведенням енергії і утворенням ізотопів різних елементів таблиці Менделєєва. Шкідливих впливів та небезпечних відходів виробництва у термоядерних реакторах немає.

Схема міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER

Цікаво, що сам процес термоядерного синтезу був легко відтворений для збройових програм, проте розробка мирних енергетичних проектів виявилася практично нерозв'язним завданням. Головне для водневої бомби – це, власне, запустити процес синтезу, який відбувається за наносекунди. Але для енергетичного термоядерного реактора потрібні особливі умови. Щоб отримати енергію, необхідно за певний проміжок часу утримати в контрольованому стані високотемпературну плазму – вона розігріта від 10 до 30 мільйонів Цельсія. При утриманні такої плазми створюються фізичні умови для злиття легких ядер дейтерію та тритію у важкі. Причому енергії має виділитися більше, ніж витраченої на розігрів та утримання плазми. Вважається, що одноразовий імпульс із протіканням керованого термоядерного синтезу з позитивним коефіцієнтом енерговиділення повинен тривати не менше 500 секунд. Але за такий час і за таких температур жоден конструкційний матеріал перспективного реактора не витримає. Він просто випарується. І ось над проблемою матеріалознавства вчені всього світу майже безрезультатно б'ються вже понад півстоліття.

Плазма, отримана на казахстанському матеріалознавчому токамаку / Матеріали надані Інститутом атомної енергії НЯЦ РК

Матеріали надано Інститутом атомної енергії НЯЦ РК

Це сильно уповільнене відео показує утворення плазми в казахстанському токамаку (матеріали надані Інститутом атомної енергії НЯЦ РК)

Утворення плазми у КТМ

Що таке токамак та стеларатор?

Абревіатура російська як перша установка була розроблена в Радянському Союзі. Токамак – це тороїдальна камера з магнітними котушками. Тор є тривимірною геометричною фігурою (за формою нагадує бублик, якщо простими словами), а тороїд - тонкий провід, намотаний на каркас у формі тора. Таким чином, високотемпературна плазма в установці утворюється та утримується у формі тора. При цьому головний принцип токамака зводиться до того, що плазма не взаємодіє зі стінками камери, а висить у просторі, яка утримується надпотужним магнітним полем. Схему термоізоляції плазми та метод використання подібних установок у промислових цілях вперше запропонував радянський фізик Олег Олександрович Лаврентьєв. Перший токамак був збудований у 1954 році і довгий час існував тільки в СРСР. Дотепер у світі було збудовано десь близько двох сотень подібних пристроїв. Нині діючі тороїдальні камери для дослідження керованого термоядерного синтезу є в Росії, США, Японії, Китаї та Євросоюзі. Найбільшим міжнародним проектом у цій сфері є ITER (про це трохи згодом). Ініціатором будівництва матеріалознавчого струму в Казахстані був керівник російського Курчатівського інституту академік Євген Павлович Веліхов. З 1975 року він очолював радянську програму керованих термоядерних реакторів. Ідея побудувати установку на колишньому Семипалатинському ядерному полігоні з'явилася 1998 року, коли Веліхов зустрівся із президентом РК Нурсултаном Назарбаєвим.

Схема утримання плазми в стелараторі / Матеріали надані Інститутом атомної енергії НЯЦ РК

Стелатор являє собою альтернативний токамаку тип реактора для здійснення керованого термоядерного синтезу. Винайдений американським астрофізиком Лайманом Спітцером у 1950 році. Назва походить від латинського слова stella (зірка), що вказує на аналогічність процесів усередині зірок та у рукотворній установці. Головна відмінність полягає в тому, що магнітне поле для ізоляції плазми від внутрішніх стін камери повністю створюється зовнішніми котушками, що дозволяє використовувати його в безперервному режимі. Плазма в стелараторі утворюється у формі "м'ятого бублика" і як би закручується. На сьогоднішній день дослідні стеларатори є в Росії, Україні, Німеччині та Японії. До того ж у Німеччині нещодавно запущений найбільший у світі стеллатор Wendelstein 7-X (W7-X).

Казахстанський токамак матеріалознавчий / Григорій Беденко

Це всі дослідницькі установки, - розповідає керівник наукової групи проекту КТM Стелларатор, що відрізняється конфігурацією магнітного поля. У токамаку для утримання плазми застосовується так звана тороїдальна обмотка та зовнішня полоідальна обмотка. А в стелараторі навпаки - там накручена по спіралі обмотка, яка виконує функції і тороїдальної, і полоідальної. Токамак спочатку є імпульсною установкою, а стеларатор – більш стаціонарна установка, тобто перевага закрученої обмотки дозволяє необмежено довго утримувати плазму. Стеларатори розроблялися одночасно з токамаками, і свого часу токамаки вирвалися вперед за параметрами плазми. У всьому світі почалася "хода" токамаків. Але проте стеларатори розвиваються. Вони є в Японії, в Німеччині нещодавно збудували - був введений в експлуатацію Wendelstein 7-X (W7-X). У США є стеларатор. Крім того, є величезна кількість різноманітних дослідницьких установок з магнітним утриманням плазми - це пастки різні. Також є інерційний термоядерний синтез, коли невелика мета нагрівається під впливом лазерного випромінювання. Це такий маленький термоядерний вибух.

Вузли та агрегати верхньої частини установки / Григорій Беденко

І все ж найбільш перспективним як промисловий термоядерний реактор на сьогоднішній день вважається токамак.

Технологічна будівля, в якій знаходиться КТМ / Григорій Беденко

Токамак у Казахстані

Казахстанська установка була побудована до 2010 року на спеціально відведеному майданчику в адміністративній зоні колишнього Семипалатинського полігону – місті Курчатове. Комплекс складається з кількох технологічних будівель, у яких розміщені вузли та агрегати токамака, а також майстерні, приміщення для обробки даних, розміщення персоналу тощо. Проект розробили у Росії з урахуванням Національного центру термоядерних досліджень (Курчатовский інститут). Вакуумну камеру, магнітні котушки та інше проектували та збирали в НДІ електрофізичної апаратури ім. Д.В. Євремова (НДІ ЕФА), автоматику – у Томському політехнічному інституті. Учасниками проекту з російської сторони також стали Всеросійський інститут струмів (НДІ ТВЧ), ТРІНІТІ (Троїцький інститут інноваційних та термоядерних досліджень). Генеральним проектувальником від Казахстану виступило ТОВ "Променергопроект", а безпосередньо монтувало комплекс КПК "Казелектромонтаж". Після завершення всіх робіт КТМ було запущено та дав першу плазму. Потім фінансування проекту згорнули, і токамак на довгі шість років перетворився на дорогий високотехнологічний туристичний об'єкт.

Монтаж обладнання дооснащення КТМ / Григорій Беденко

Друге життя КТМ

Перезавантаження проекту відбулося напередодні ЕКСПО-2017 в Астані. Він чудово стикувався з концепцією Всесвітньої виставки, присвяченої енергії майбутнього. Дев'ятого червня установку знову запустили в присутності великої кількості журналістів. На пуску були присутні російські розробники. Як було заявлено під час урочистого заходу, мета першого етапу фізичного пуску – налагодження та перевірка штатних систем КТМ. Також, за словами керівника Національного ядерного центру РК Ерлана Батирбекова, на базі казахстанського токамака вчені з різних країн зможуть проводити широкий спектр досліджень, у тому числі модернізації існуючих промислових реакторів.

Перетворювач змінного струму для КТМ має футуристичний вигляд / Григорій Беденко

Далі ситуація розвивалася ще сприятливішому руслі. В Астані під час Міністерської конференції та VIII Міжнародного форуму з енергетики Казахстан отримав офіційно запрошення стати асоційованим членом Міжнародної організації ITER. Міжнародний експериментальний термоядерний реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor) створюється групою країн з метою демонстрації можливості комерційного використання термоядерної енергії, а також вирішення фізичних та технологічних проблем у цій сфері. По суті, ITER – це величезний та дуже складний за конструкцією токамак. У проекті беруть участь країни Євросоюзу, Індія, Китай, Південна Корея, Росія, США, Японія і тепер уже й наша країна. Від Казахстану дослідженнями на тему займуться фахівці Національного ядерного центру, НДІ експериментальної та теоретичної фізики КазНУ ім. Аль-Фарабі, Інституту ядерної фізики, Ульбінського металургійного заводу, КазНІПІЕнергопрому та Казелектромашу. ITER буде створено у Франції, за 60 кілометрів від Марселя. Наразі вартість проекту оцінюється у 19 мільярдів євро. Запуск установки заплановано на 2025 рік.

Бауржан Чектибаєв / Григорій Беденко

Бауржан Чектибаєв, керівник наукової групи проекту КТM

10 червня було укладено меморандум про спільне проведення досліджень між ITER та КТМ. У рамках цього договору зараз готується проект із взаємодії з Міжнародною організацією ITER. Вони зацікавлені у нашій установці. Сам собою проект ITER теж не простий, є проблема матеріалів. У рамках проекту ми будемо досліджувати вольфрам та берилій. Певні вузли та деталі ITER будуть виготовлені з цього матеріалу. Ми їх обкатуватимемо. Вся перша стінка реактора ITER буде викладена плитками з вольфраму та берилію. Сама вакуумна камера складається з дивертора, куди стікають потоки плазми, там найбільше напружене місце - 20 МВт на квадратний метр. Там буде вольфрам. Решта першої стінки буде викладена бериллієм.

КТМ - дуже складна з технологічного погляду система / Григорій Беденко

- Чому вITERТож зацікавилися нашим токамаком?

Окрім матеріалознавства, завдання нашої установки – дослідження фізики плазми. КТМ є унікальним з точки зору аспектного відношення. Є такий параметр, один із основних для токамаків - відношення великого радіусу від осі до центру плазми до малого, тобто від осі плазми до її країв. У нас цей параметр дорівнює двом. У тому ж ITER – 3,1. Усі токамаки, які понад 3, є класичними. Є сучасний напрямок токамаків – це сферичні токамаки, у яких аспектне відношення менше 2 – півтора і навіть нижче – круті такі, майже сферичні камери. Наш токамак знаходиться як би в прикордонному положенні, між класичними та сферичними токамаками. Таких установок поки що не було, і тут, гадаю, вестимуться цікаві дослідження на тему поведінки плазми. Такі установки розглядаються як гібридні майбутні реактори, або об'ємні джерела нейтронів.

Нижня частина вакуумної камери КТМ / Фото Григорія Беденка

- Наскільки перспективна співпраця зITER?Чи врятує воно проект?

У 2010 році був пробний пуск на тому обладнанні та з тією готовністю, яка була на той момент. Завдання було - показати, що установка "дихає" - здатна працювати. Того ж десятого року у нас закінчилося фінансування. Потім було шість років простою. Весь цей час ми боролися за бюджет. Раніше його було затверджено 2006-го, і довелося його повністю переглядати. У нас близько 80% обладнання зарубіжне, і в контексті відомих подій у світовій фінансовій системі об'єкт став значно дорожчим, ніж планувалося. 2016-го після коригування бюджету проекту було виділено додаткове фінансування. Установка вже коштувала казахстанському бюджету 7 млрд тенге. Це будівельно-монтажні роботи, виготовлення вакуумної камери та електромагнітної системи.

Науковцям доводиться бути майстрами на всі руки / Григорій Беденко

- Що зараз відбувається? У червні був пробний запуск.

Наразі створення КТМ знаходиться на своїй завершальній стадії. В даний час проводиться монтаж та налагодження основних та допоміжних систем. У нас укладено договір із генеральним підрядником, який виграв тендер. Працюють дві компанії, одна займається будівельно-монтажними роботами, друга – пусконалагоджувальними роботами. "КазІнтелгруп" займається будівельно-монтажними роботами, "Гарант Якості XXI століття" - пусконалагоджувальними. У цьому році планується завершити будівництво установки. Потім до кінця року буде проведено фізичний запуск. У 2018 році установку буде введено в експлуатацію, і розпочнуться повномасштабні експерименти. Протягом 3 років ми плануємо дійти номінальних проектних параметрів, які закладені в установку, і далі вже дослідити матеріали.

Місцями КТМ нагадує корабель прибульців / Фото Григорія Беденка

- А як у вас справи з підбором співробітників?

Більшість молодих фахівців – це випускники казахстанських вишів, з Усть-Каменогорська, Павлодара та Семея. Дехто закінчував російські вузи, наприклад Томський політехнічний університет. Питання з кадрами стоїть гостро. За проектом має бути близько 120 осіб, працюють 40 осіб. Наступного року, коли комплекс буде введено в експлуатацію, тоді буде набір. Але знайти фахівців у цьому напрямі – це окреме непросте завдання.

Дмитро Ольховик, начальник відділу систем автоматизації експериментів КТМ

Особливість КТМ в тому, що в ньому є поворотно-диверторний пристрій, тобто всі матеріали можна обертати всередині камери. Крім цього, є і транспортно-шлюзовий пристрій. Це дозволяє перезаряджати досліджувані матеріали без розгерметизації вакуумної камери. На інших установках є певні складнощі: якщо розгерметизували камеру, щоб її знову підготувати до нових пусків, необхідні як мінімум тиждень-два. Ми можемо за одну кампанію спокійно замінювати зразки, що досліджуються, при цьому не витрачаючи часу на розгерметизацію. У цьому економічна перевага установки.

Деякі види нового обладнання ще у заводській упаковці / Григорій Беденко

- А як проводитимуться експерименти?

На таких установках на рік проводять дві експериментальні кампанії. Наприклад, проводимо кампанію навесні, потім влітку аналізуємо отримані дані та плануємо подальші експерименти. Друга кампанія проводиться восени. Сама кампанія триває від двох до трьох місяців. На шляху створення енергетичного термоядерного реактора є дві основні проблеми. Перша – відпрацювання технології отримання та утримання плазми, друга – розробити матеріали, ті, які звернені до плазми безпосередньо, тому що плазма високотемпературна. Летять величезні потоки енергії, впливають на матеріал. Матеріал у свою чергу руйнується, розпорошується. І попадання цих частинок у плазму має вкрай негативний ефект. Плазма дуже чутлива до домішок. Вони остуджують плазму і зрештою гасять її. Є ще тема нейтронного на конструкційні матеріали. На нашому токамаку обкатуватимуться матеріали на предмет їхньої теплостійкості. Маються на увазі їх нерозпилюваність та сумісність із плазмою. Як такі матеріали вивчатимуться вольфрам і берилій. Будемо їх відчувати, дивитися, як вони поводяться в умовах високих потоків плазми, таких, як і на ITER.

У КТМ застосовуються струми величезної потужності / Григорій Беденко

– Які роботи проводяться для дооснащення КТМ?

Монтаж технологічних систем для вакуумної системи, системи охолодження. Це дуже складна електроустановка. Щоб отримати магнітне поле, потрібно забрати багато енергії з мережі. Для перетворення енергії існує певний комплекс. Починаючи від системи імпульсного електроживлення - дуже багато використовується несучих трансформаторів, і використовується терристорний перетворювальний комплекс, тобто досить складна система з точки зору експлуатації, управління, і система дуже розподілена. Тобто всі ці роботи зараз виробляються, проводиться налагодження джерел живлення.

Робота дуже копітка / Григорій Беденко

Робота з новим обладнанням КТМ

Подібні установки вимагають дуже багато електроенергії для роботи. КТМ багато споживатиме?

При роботі в номінальному режимі забір електроенергії з мережі становитиме близько 80-100 МВт. За один експеримент. Є ще штатна система додаткового нагріву, яка також закачуватиме енергію з мережі.

Система подачі живлення на магнітні котушки / Григорій Беденко

Відомо, що в Казахстані у значної частини населення спостерігається радіофобія. Це такі соціально-психологічні наслідки ядерних випробувань. Наскільки безпечними будуть ваші дослідження?

Вважається, що керований термоядерний синтез – це альтернативна екологічно безпечна енергетика. Аварій, подібних до Чорнобильської, Фукусімської тощо, тут просто фізично не може статися. Найсерйозніше, що може статися, - це розгерметизація вакуумної камери, де відбувається утримання плазми. При цьому відбувається гасіння плазми і витік цих кількох грамів термоядерного палива, яке знаходилося в камері.

Верхня частина установки / Григорій Беденко

І ще кілька цікавих фактів про ITER, найбільший в історії подібних досліджень міжнародний проект, який наші фахівці покладають великі надії. Як було зазначено вище, ITER - це міжнародна організація, до якої входять понад десяток країн: Росія, Франція, Японія, Китай, Індія, Євросоюз, Канада, США. Цікаво, що внесок кожної країни у проект виробляється як готової продукції. Наприклад, Росія випускає частину кріогенних обмоток на надпровідниках, енергетичне устаткування тощо.

Роботи з налаштування системи подачі харчування на КТМ / Григорій Беденко

ITER - це ще не енергетична установка, вона давати енергію. Це демонстрація технології здійснення плазми з виходом енергії. Після ITER, коли технології будуть відпрацьовані, створять демонстраційний реактор, який вже даватиме енергію. Це відбудеться десь у 40-50-х роках ХХІ століття. Тобто через 100 років після початку досліджень на цю тему.

Пультова КТМ / Григорій Беденко

У проекті ITER закладено близько 500 секунд безперервної роботи. Реактор імпульсний. У принципі передбачається до 1000 сек. - як вийде. Коли всі технології будуть обрані, затверджені матеріали та конструкція, далі створюватиметься DEMO. Вже вирішено, що цей реактор будуватиметься у Японії.

Вузли КТМ / Григорій Беденко

Очевидно, принцип дії енергетичного термоядерного реактора буде таким. Перший елемент, який прийматиме теплову енергію плазми, у собі міститиме канали для теплообміну. Далі все, як на звичайній електростанції - нагрівання теплоносія другого контуру, розкручування турбін та отримання електричної енергії.

Загальний вигляд реакторної зали КТМ / Григорій Беденко

Фізичний пуск ITER буде здійснено у 2025 році. В експлуатацію його введуть у 2028 році. За результатами роботи зокрема розглядається варіант створення гібридних реакторів - де нейтрони від термоядерного синтезу використовуються для розщеплення ядерного палива.

Зміст статті

ТОКАМАК– пристрій для здійснення реакції термоядерного синтезу в гарячій плазмі у квазістаціонарному режимі, причому плазма створюється в тороїдальній камері та її стабілізує магнітне поле. Призначення установки - перетворення внутрішньоядерної енергії на теплову і далі - в електричну. Саме слово «токамак» є абревіатурою від назви «тороїдальна камера магнітна», проте творці установки замінили наприкінці «г» на «к», щоб не викликати асоціацій із чимось магічним.

Атомну енергію (і в реакторі, і в бомбі) людина отримує, поділяючи ядра важких елементів більш легкі. Енергія, що припадає на нуклон, є максимальною для заліза (так званий «залізний максимум»), а т.к. максимум посередині, то енергія виділятиметься не лише при розпаді важких, а й при поєднанні легких елементів. Цей процес називається термоядерним синтезом, він відбувається у водневій бомбі та термоядерному реакторі. Термоядерних реакцій, реакцій синтезу відомо багато. Джерелом енергії можуть бути ті, для яких є недороге паливо, причому можливі два принципово різні шляхи запуску реакції синтезу.

Перший шлях - «вибуховий»: частина енергії витрачається на те, щоб привести в необхідний вихідний дуже невелику кількість речовини, відбувається реакція синтезу, енергія, що виділилася, перетворюється на зручну форму. Власне, це воднева бомба, лише вагою міліграм. Як джерело вихідної енергії використовувати атомну бомбу не можна вона не буває «маленькою». Тому передбачалося, що міліметрова таблетка з дейтерій-тритієвого льоду (або скляна сфера зі стиснутою сумішшю дейтерію і тритію) опромінюватиметься з усіх боків лазерними імпульсами. Щільність енергії на поверхні повинна бути при цьому такою, щоб верхній шар таблетки, що перетворився в плазму, виявився нагрітий до температури, при якій тиск на внутрішні шари і сам нагрівання внутрішніх шарів таблетки стануть достатніми для реакції синтезу. При цьому імпульс повинен бути настільки коротким, щоб речовина, що перетворилася за наносекунду в плазму з температурою десять мільйонів градусів, не встигала розлетітися, а тиснула на внутрішню частину таблетки. Ця внутрішня частина стискається до густини, в сто разів більшої, ніж густина твердих тіл, і нагрівається до ста мільйонів градусів.

Другий шлях. Вихідні речовини можна нагріти відносно повільно – вони перетворяться на плазму, а потім у неї можна будь-яким способом вводити енергію, аж до досягнення умов початку реакції. Для протікання термоядерної реакції в суміші дейтерію з тритієм та отримання позитивного виходу енергії (коли енергія, що виділилася в результаті термоядерної реакції виявиться більше енергії, витраченої на здійснення цієї реакції), потрібно створити плазму з щільністю хоча б 10 14 частинок/см 3 (10 – 5 атм.), і нагріти її приблизно до 109 градусів, при цьому плазма стає повністю іонізованою.

Таке нагрівання необхідне, щоб ядра могли зблизитися, незважаючи на кулонівське відштовхування. Можна показати, що для отримання енергії потрібно підтримувати цей стан щонайменше секунду (так званий «критерій Лоусона»). Більш точне формулювання критерію Лоусона - добуток концентрації та часу підтримки цього стану має бути близько 10 15 сЧ см -3 . Головна проблема – стійкість плазми: за секунду вона багато разів встигне розширитися, торкнутися стінок камери та охолодитись.

У 2006 міжнародне співтовариство розпочинає будівництво демонстраційного реактора. Цей реактор не буде справжнім джерелом енергії, але він спроектований так, що після нього – якщо все нормально запрацює – можна буде розпочати будівництво «енергетичних», тобто. призначених для включення до енергомережі, термоядерних реакторів. Найбільші фізичні проекти (прискорювачі, радіотелескопи, космічні станції) стають настільки дорогими, що розгляд двох варіантів виявляється не по кишені людству, що навіть об'єднав свої зусилля, тому доводиться робити вибір.

Початок робіт над керованим термоядерним синтезом слід зарахувати до 1950, коли И.Е.Тамм і А.Д.Сахаров дійшли висновку, що реалізувати УТС (керований термоядерний синтез) можна з допомогою магнітного утримання гарячої плазми. На початковому етапі роботи в нашій країні велися в Курчатівському інституті під керівництвом Л.А.Арцимовича. Основні проблеми можна розділити на дві групи – проблеми нестійкості плазми та технологічні (чистий вакуум, стійкість до опромінення тощо). Перші токамаки були створені у 1954–1960, зараз у світі побудовано понад 100 токамаків. У 1960-х було показано, що лише за допомогою нагрівання за рахунок пропускання струму («омічного нагріву») не можна довести плазму до термоядерних температур. Найбільш природним шляхом підвищення енергозмісту плазми видавався метод зовнішньої інжекції швидких нейтральних частинок (атомів), але тільки в 1970-х було досягнуто необхідного технічного рівня і поставлено реальні експерименти із застосуванням інжекторів. Зараз найбільш перспективними вважаються нагрівання нейтральних частинок інжекцією та електромагнітним випромінюванням НВЧ-діапазону. У 1988 у Курчатівському інституті збудовано токамак передреакторного покоління Т-15 із надпровідними обмотками. З 1956 року, коли під час візиту М.С.Хрущова до Великобританії І.В.Курчатов повідомив про проведення цих робіт у СРСР. роботи у цій галузі ведуться разом кількома країнами. У 1988 СРСР, США, Європейський Союз та Японія розпочали проектування першого експериментального реактора-токамака (установка будуватиметься у Франції).

Розміри спроектованого реактора – 30 метрів у діаметрі при 30-метровій висоті. Очікуваний термін спорудження цієї установки – вісім років, а термін експлуатації – 25 років. Об'єм плазми в установці – близько 850 кубічних метрів. Струм у плазмі – 15 мегаампер. Термоядерна потужність установки 500 мегават підтримується протягом 400 секунд. Надалі цей час передбачається довести до 3000 секунд, що дозволить проводити на реакторі ІТЕР перші реальні дослідження фізики термоядерного синтезу («термоядерного горіння») у плазмі.

Конструкція.

Пристрій виглядає так - тороїдальна камера одягнена на сердечник трансформатора, плазма в камері є, по суті, обмоткою трансформатора. З камери відкачують атмосферне повітря, а потім напускають суміш газів, що містять атоми, які братимуть участь у синтезі. Потім первинної обмотці трансформатора пропускають імпульс струму, достатній для того, щоб у вторинній «обмотці» (тобто в газі) стався пробій і почав текти струм. При протіканні струму плазма нагрівається, але одним цим методом не вдається її нагріти вище 20 млн. градусів, оскільки зі зростанням температури опір плазми та виділення тепла зменшуються. Струм, що тече плазмою, створює своє магнітне поле, яке стискає плазму, збільшуючи її температуру і концентрацію, але цього ще недостатньо для досягнення критерію Лоусона, тому плазму треба нагрівати додатково. Це додаткове нагрівання може досягатися електромагнітним випромінюванням частотою від 10 МГц до 10 ГГц, потоком нейтральних атомів з високою енергією - близько 0,1 МеВ або стисненням зовнішнім змінним магнітним полем.

Плазма «живе» у магнітному полі. Постійне полі можна було б створити постійним магнітом, хоча вони мають свої обмеження, але у разі питання постійному магніті немає, т.к. потрібні змінні поля, тому використовується електромагніт, але при протіканні струму його обмоткою виділяється тепло. Коли це відбувається в плазмі, тепло використовується, а в обмотці - витрачається дарма, його треба відводити, і витрачати енергію, призначену для забезпечення протікання струму по обмотках - витрачати, при цьому на роботу електромагнітів витрачалася б помітна частка отриманої енергії, при цьому обмотки будуть робити із надпровідних матеріалів.

Однією з важливих проблем токамака є забезпечення чистоти плазми, оскільки домішки, що потрапляють в плазму, припиняють реакцію. Попадають вони в плазму зі стінок камери, тому що робочі речовини, що запускаються в об'єм, можна очистити, а стінка камери працює в таких умовах, що проблема – з чого і як її зробити – отримала власну назву: «проблема першої стінки». Все, що виходить із плазми (нейтрони, протони, іони та електромагнітне випромінювання в діапазоні від інфрачервоного до гамма-променів), руйнує стінку, продукти руйнування потрапляють у плазму. Проблема стійкості і «не шкідливості» вирішуються у протилежних напрямах, т.к. чим важчий іон, тим він шкідливіший (допустима концентрація танталу і вольфраму в сто разів менше, ніж вуглецю), а більшість стійких матеріалів створено на основі саме важких металів. У свій час великі надії покладалися на вуглецеві матеріали та композити на основі карбідів, боридів і нітридів. Розглядалися пористі та профільовані (з ребрами чи голками) стінки. І взагалі, важко сказати, що не розглядалося, але в результаті як матеріал стін зараз обраний берилій.

Пальне.

Найлегше відбувається злиття ядер ізотопів водню - дейтерію D і тритію T. Ядро дейтерію містить один протон і один нейтрон. Дейтерій є у воді одна частина на 6500 частин водню. Ядро тритію складається з протона і двох нейтронів. При синтезі ядер дейтерію і тритію утворюються гелій He з атомною масою, що дорівнює чотирьом, нейтрон nта виділяється енергія 17,6 МеВ.

D + T = 4He + n+ 17,6 МеВ.

Оптимальна температура реакції - 2 · 10 8 К, критерій Лоусона -

0,5 · 10 15 см -3 · сек.

Інший варіант - злиття двох ядер дейтерію. Воно відбувається приблизно з однаковою ймовірністю за одним із двох сценаріїв: у першому утворюються тритій, протон pта виділяється енергія 4МеВ, у другому – гелій з атомною масою 3, нейтрон та енергія 3,25 МеВ.

D+D=T+ p+ 4,0 МеВ, D + D = 3He + n+ 3,25 МеВ.

Оптимальна температура цієї реакції 10 9 До, критерій Лоусона –10 15 див –3 ·сек.

Швидкість реакції D + T у сотні разів вище, ніж реакції D + D, тому для реакції D + T значно легше досягти умов, коли термоядерна енергія, що виділилася, перевершить витрати на організацію процесів злиття. Можливі й реакції синтезу за участю інших ядер елементів (літію, бору та ін.), проте ці реакції з потрібною швидкістю протікають за ще більш високих температур.

Тритій нестабільний (період напіврозпаду 12,4 року), але його передбачається отримувати на місці з ізотопу літію і нейтронів, що виходять в реакторі.

6Li + n= Т + 4He + 4,8 МеВ.

Одночасно цей же літій (система, що його містить, називається бланкетом), нагрівається і може служити теплоносієм у першому (радіоактивному) контурі. Далі він передає тепло другому контуру, в якому вода випаровується, і потім, як звичайно, - турбіна, генератор, дроти.

Проблема у тому, що злиттю ядер перешкоджають електричні (кулонівські) сили розштовхування, для синтезу необхідно подолати кулоновський бар'єр, тобто. здійснити роботу проти цих сил, повідомляючи ядра необхідну енергію. Є три можливості. Перша - розігнати в прискорювачі пучок іонів і бомбардувати ними тверду мету. Цей шлях неефективний – енергія витрачається іонізацію атомів мішені, а чи не зближення ядер. Другий шлях – направити назустріч один одному два прискорені пучки іонів, але й цей шлях неефективний через низьку концентрацію ядер у пучках та малий час їхньої взаємодії. Ще один шлях - нагрівання речовини до температур близько 100 млн градусів. Чим вища температура, тим вища середня кінетична енергія частинок і тим більша їхня кількість може подолати кулоновський бар'єр. Цей метод і реалізований у токамаку.

Токамак (як і ядерний реактор) не виділяє жодних шкідливих речовин – ні хімічних, ні радіоактивних – не виділяє. За всю історію токамака головною його фізичною (не технічною) проблемою була стійкість – плазмовий шнур вигинався та розширювався. Вибором зміни магнітного поля вдалося збільшити стійкість плазми до можливості технічної реалізації. Але що станеться, якщо таки реактор зруйнується? Відповіді на це питання поки немає, проте ясно, що у разі аварії токамака він менш небезпечний, ніж атомний реактор, і не набагато небезпечніший, ніж станція на вугіллі. По-перше, атомний реактор містить у собі запас пального на роки нормальної роботи. Це великий плюс для підводного човна або космічного польоту, але це створює принципову можливість великої аварії. У токамаку запасу «пального» немає. По-друге, оскільки при реакції синтезу виділяється більше енергії, то за порівнянної потужності самі кількості речовин будуть меншими – плазма в токамаку «важить» менше ста грам, а скільки важить активна зона реактора? І нарешті, тритій має невеликий період напіврозпаду і сам по собі не отруйний.

Леонід Ашкіназі

Токамак Т – 15- тороїдальна установка для магнітного утримання плазми з метою досягнення умов, необхідних для протікання керованого термоядерного синтезу. Була розроблена великим науковцем, спеціалістом у галузі термоядерної енергетики В.А. Глухих (нині академік РАН), випускником Томського політехнічного інституту (ТПУ) 1952р.

Токамак

Токамак - (скор. від «тороїдальна камера з магнітними котушками») - замкнута магнітна пастка, що має форму тора і призначена для створення та утримання високотемпературної плазми. Т. запропоновано у зв'язку з проблемою керованого термоядерного синтезу (УТС). Плазма в токамаку утримується не стінками камери, які не здатні витримати необхідну для термоядерних реакцій температуру, а спеціально створюваним комбінованим магнітним полем - тороїдальним зовнішнім і полоідальним полем струму, що протікає по плазмовому шнурі. У порівнянні з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, використання електричного струму є головною особливістю струму. Струм у плазмі забезпечує розігрів плазми та утримання рівноваги плазмового шнура у вакуумній камері. Цим токамак, зокрема, відрізняється від стелатора, що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і полоідальне поля створюються за допомогою зовнішніх магнітних котушок.

Розробка Т-15

1974 року В.А. Глухих призначається директором НДІЕФА імені Д.В. Єфремова. Унікальні електрофізичні установки, що створювалися тут, на той час вже стали уособленням інституту і отримали гідне визнання у світової наукової спільноти. У цей час почав розроблятися проект гігантського прискорювально-накопичувального комплексу Інституту фізики високих енергій на енергію 2 ТеВ. Активно розвивалася техніка потужних лазерів спеціального призначення, прискорювачі та лазери для промисловості та медицини. Завдання та обсяг робіт для їх реалізації були настільки великі, що було потрібне бурхливий розвиток експериментальної та виробничої баз. Розпочався новий етап будівництва інституту. За короткий термін майдани подвоїлися. Розгорнулося будівництво філії НДІЕФА у місті Сосновий Бір.

1979 року розпочалися перші розрахунково-конструкторські роботи зі створення установки Т-15, кожна із систем якої унікальна. У проекті брали участь десятки колективів. У світовій практиці був відсутній досвід створення таких установок, що вимагало виконання значного обсягу науково-дослідних робіт. Інститут виконував роль головного архітектора. На особливу увагу заслуговувала електромагнітна система (ЕМС) з надпровідною обмоткою тороїдального поля. Така система розроблялася вперше у світі.

Одночасно з початком проектування установки Т-15 розпочалися роботи зі створення установки ТСП – токамака нового типу. При постановці завдання враховувалися невизначеність знань про властивості плазми з реакторними параметрами та необхідність проведення порівняно недорогого демонстраційного експерименту у токамаку з термоядерною температурою плазми. Перші ж опрацювання показали, що фізичні та технічні параметри низки систем нової установки безпрецедентні для сучасної техніки та наближаються до гранично допустимих. Обидві ці установки (Т-15, ТСП) були створені, але надалі через різке скорочення фінансування на наукові дослідження потенціал установок Т-15 та ТСП виявився недостатньо реалізованим.

Експериментальна термоядерна установка Токамак Т-15 є однією з найбільших у світі експериментальних термоядерних установок.

Унікальність установці надає наявність найбільшого у світі надпровідникового ніобій-олов'яного тороїдального магніту.

Експерименти на токамаку Т-15 зробили значний внесок у розвиток технологій використання надпровідних токонесучих конструкцій, розвиток діагностичних методів та потужного комплексу додаткового нагріву, включаючи НВЧ нагрівання та нагрівання пучками нейтральних атомів.

В.А. Глухих

Василій Андрійович Глухих (нар. 1929, д. Велика-Кам'яна, Курганська область) - російський вчений, спеціаліст у галузі термоядерної енергетики. Лікар технічних наук, професор, академік РАН. Науковий керівник НДІ електрофізичної апаратури ім. Д. В. Єфремова

Закінчив фізико-технічний факультет Томського політехнічного інституту (ТПУ) у 1952р. З 1953р. працює у науково-дослідному інституті електрофізичної апаратури імені Д.В. Єфремова (НВО "Електрофізика", м. Санкт-Петербург). Протягом тривалого часу Глухих здійснює наукове керівництво установками для досліджень у галузі керованого термоядерного синтезу, активно розвиває напрями, пов'язані з дослідженням та розробкою потужних лазерів та енергетичних систем для їх накачування. У 1993р. В.А. Глухих було обрано Почесним професором ТПУ.