Термоядерная электроэнергетика

ВВЕДЕНИЕ На сегодняшний день разработки в области управляемого термоядерного синтеза являются самыми перспективными для электроэнергетики т.к. они сулят возможности для получения невероятного количества энергии даже по сравнению с энергией получаемой при помощи обычных АЭС, на фоне вс быстрее иссякающих известных на данный момент энергетических ресурсовдаже урана235 так необходимого для работы большинства обычных АЭС осталось не очень много.

В данной работе будет вестись речь Об Термоядерном реактореТЯР, будут описаны основные физические и инженерные аспекты Термоядерных реакторов, также будет рассказано про Альтернативные термоядерные реакторы использующие альтернативные магнитные системы удержания плазмы иили альтернативные виды топлива. Более подробно будет рассмотрен проект Международного термоядерного экспериментального реактора

ИТЭР Термин токамак был предложен И.Н. Головиным и Н.Я. Явлинским, которые, начав в 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям, избрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри е с помощью мощного газового разряда создали нагретый до очень большой температуры газ высокотемпературную плазму. Для стабилизации плазмы использовалось сильное продольное магнитное поле.

От первых слогов названий основных компонентов установки ТОроидальная КАмера с МАГнитным полем и было образованно слово токамак при этом звонкая согласная Г была заменена на глухую К ПЛАЗМА И ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Цель УТС обеспечить протекание реакции слияния лгких ядер. Наибольший интерес с этой точки зрения представляют реакции с участием изотопов водорода дейтерия и

трития DT-цикл либо одного дейтерия DD-цикл. В первом случае рождаются -частица с энергией 3,5МэВ и нейтрон с энергией 14,1МэВ Во втором с равной вероятностью образуется ядро и нейтрон или тритон ядро трития и протон. Выделяющаяся в различных реакциях синтеза энергия изменяется в несколько раз, тогда как их сечения, или вероятности зависящие от энергии взаимодействующих частиц, различаются более существенно. Так, максимальное сечение DT-реакции превышает соответствующую величину для

DD-реакции более чем в 50 раз. Кроме того, энергия сталкивающихся частиц температура плазмы, при которой достигается этот максимум, для первой реакции примерно в 10 раз ниже, чем для второй. С этой точки зрения DT-реакция более предпочтительна и реализуется легче при меньших значениях температуры и плотности плазмы, так что в настоящее время концепция УТС исходит из использования DT-смеси. Однако третий нестабильный отсутствующий в природных условиях

и весьма дорогой элемент. Его необходимо воспроизводить в самом реакторе. Поэтому в дальнейшем, после отработки необходимых систем, единственным топливом для реактора станет неизмеримо более дешвый и доступный дейтерий. Интенсивность ядерной реакции, т.е. число актов взаимодействия в единице объма за единичный промежуток времени, сильно зависит от энергии сталкивающихся ядер. Поэтому для осуществления УТС требуется нагреть DT-смесь до очень высокой температуры, порядка 100

млн. градусов. Любое вещество при таких температурах представляет собой плазму. Однако даже столь огромная сама по себе не гарантирует успеха, ибо интенсивность термоядерного синтеза определяется не только температурой плазмы, но и е плотностью. Так, для наиболее вероятной DT-реакции плотность плазмы в термоядерном реакторе при указанной температуре должна быть не менее см . Поскольку тритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в процессе

работы реактора. Для этого предусмотрена специальная оболочка, окружающая рабочую камеру и называемая бланкетом термоядерного реактора. Бланкет изготавливают из материала содержащего литий, т.к. тритий образуется в реакции . Сгорающий при синтезе тритий пополняется в литиевом бланкете, так что реактор работает, по существу на дейтерии и литии. Запасы этих элементов на нашей планете настолько велики, что при прогнозируемых темпах потребления их должно хватить на многие сотни лет.

Теплотворная способность термоядерного топлива во много раз выше, чем не только у обычного, но и у ядерного топлива АЭС. Действительно, при синтезе 1 г. DT-смеси выделяется примерно в 20 млн. раз больше энергии, чем при сгорании 1 г. угля, и в 8 раз больше, чем при полном делении 1 г. урана. По составу бланкета термоядерные реакторы делятся на чистые и гибридные. В бланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий.

В гибридном же реакторе Бланкет наряду с литием содержит исходные материалы для получения делящихся нуклидов - или . Образующиеся при их облучении нейтронами или служат топливом для реакторов деления. В обоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагрев теплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. В чистом термоядерном реакторе единственная полезная продукция - это электроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нуклиды.1

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РЕАКТОРА-ТОКАМАКА 1 Условия термоядерного горения. В наиболее горючей смеси, содержащей равные количества дейтерия и трития, термоядерное пламя вспыхивает при температуре свыше 50 млн. градусов. Нагрев плазмы до такой температуры представляет собой хотя и трудную, но вполне разрешимую задачу ведь плотность плазмы в реакторе примерно в 100 тыс. раз меньше плотности газа при атмосферном давлении. Для интенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно,

чтобы плазма занимала достаточно большой объм. Лишь в этом случае частицы и излучения не успеют выйти из плазмы раньше, чем произойдт необходимое для поддержания управляемой реакции число единичных актов синтеза. Математически это можно выразить следующим образом произведение плотности плазмы n на характерное время удержания энергии в плазме должно превосходить некоторое критическое значение зависящее от температуры. Для DT-цикла n см . Это соотношение называют условием зажигания термоядерной реакции.

Как указывалось выше, в термоядерном реакторе плотность DT-плазмы должна превышать , поэтому составляет примерно 1 с. Величина характеризует скорость отвода энергии от плазмы к стенкам реактора. В настоящее время получены вполне наджные экспериментальные и теоретические результаты по удержанию и нагреву плазмы в токамаках. Они позволяют уверено экстраполировать достигнутые значения е параметров

к тем, которые требуются для реактора. 2 Нагрев плазмы. Для получения термоядерной температуры джоулев нагрев оказывается недостаточным. С ростом температуры сопротивления плазмы уменьшается, и эффективность такого способа падает. Для дальнейшего увеличения температуры требуется дополнительный нагрев плазмы. Наиболее перспективными представляются два метода нагрева пучками быстрых атомов и токами высокой частоты.

Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов ускорителей заряженных частиц, например ядер дейтерия дейтронов. Ускоренные дейтроны проходят через специальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые атомы дейтерия, которые беспрепятственно проникают в плазменный шнур токамака под любым углом к магнитному полю. Уже существуют инжекторы с мощностью пучка свыше 2 МВт при энергии атомов 20-40 кэВ. Использование инжекторов привело к значительному повышению температуры

плазмы. Так на токамаке PLT США этим способом удалось нагреть плазму до 70 млн. градусов. Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастотным магнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высокой частоты, можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При соответствующем подборе частоты эти волны будут эффективно поглощаться в плазме, нагревая е. Ввод около 3МВт мощности в области ионной циклотронной частоты с которой ионы вращаются в магнитном

поле на той же установке PLT позволил нагреть плазму до 40 млн. градусов. Если частота возбуждаемых в плазме колебаний близка к циклотронной частоте электронов которая в 3680 раз выше частоты вращения дейтронов, то происходит интенсивный нагрев электронов плазмы. Высокая эффективность нагрева плазмы таким методом была впервые продемонстрирована в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова и в последствии подтверждена на других установках.

3 Магнитное удержание. Как отмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляется магнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака является - отношение давления плазмы Р, связанного с е плотностью n и температурой Т простой формулой Р2nТ, к давлению магнитного поля В магнитная индукция. Из теоретических расчтов следует, что значение не может быть велико, т.к. при этом плазма становится

неустойчивой. Для экономически оправданного энергетического реактора должно составлять не мене 5. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено значение 3 при сохранение устойчивости плазмы. В экспериментах на токамаке Doublet-3 США, где поперечное сечение плазменного шнура имеет форму эллипса, достигнуто значение 4,5. Чтобы свести к минимуму затраты на создание сильного 5-6

Тл магнитного поля, в реакторе предполагается использовать сверхпроводящими обмотки. Однако в магнитных полях большой напряжнности сверхпроводимость исчезает. Поэтому один из основных аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС поиск сверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжнности критического разрушающего сверхпроводимость магнитного поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки

Т-7 СССР первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки поддерживается поле с В2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение что позволит удерживать плазму с большей плотностью n заставляет стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружнная в нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими магнитными обмотками

из сплава ниобия с оловом. Максимальное значение магнитной индукции в реакторе с учтом конструкционных особенностей обмоток из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабочей камеры составляет при этом 5-6 Тл. 4 Удаление продуктов реакции из плазмы. В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать

непрерывно или хотя бы в течение длительных промежутков времени с краткими остановками. Поэтому неотъемлемой частью термоядерного реактора является устройство, очищающее плазму от золы DT-реакции гелия и других примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от водорода, образующегося в реакциях DD или He. Накопление в рабочей камере этих продуктов значительно сокращает время горения термоядерной реакции. Существует несколько физических и конструктивных решений такого

устройства, именуемого дивертором. Если для удаления примесей из плазмы использовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей камеры займут отверстия каналов откачки, что совершенно не приемлемо. Наиболее эффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный дивертор. Это устройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и холодную периферийную области. В горячей области, где протекают термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты.

Ионы гелия и протоны диффундируют вместе с дейтронами и тритонами поперек магнитного поля от средней линии тора к периферии, где магнитные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочей камеры и упираются в стенки специальной полости дивертора. Следовательно, заряженные частицы, попавшие из центральной области плазмы в периферийную, вдоль магнитных силовых линий сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседают на стенках этой полости или на расположенных в ней коллекторных пластинах.

Ионы превращаются в нейтральные атомы, откачиваемые из полости вакуумными насосами. Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установке Т-12. Поведение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при омическом нагреве плазмы. В последнее время получены новые результаты на токамаке ASDEX ФРГ, также оснащенном полоидальным дивертором.

При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода параметры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована возможность работы токамака при наличии плотной холодной плазмы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивертора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффективность работы дивертора в условиях длительного горения термоядерной реакции.

5 Переход к непрерывному режиму. Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительность импульсов определяется энергией, которая запасена в индукторе, поддерживающем ток в плазме. Недавно в ряде стран получены первые результаты по безындукционному возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной частоты, которые вызывают упорядоченное движение электронов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках

Т-7, PLT и JFT-II Япония свидетельствуют о перспективности такого способа возбуждения тока. Исследования в этом направлении позволят в ближайшем будущем определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе в течение длительного времени.1 ИНЖЕНЕРНЫЕ АСПЕКТЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура

и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и обслуживания. 1 Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура. Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей.

Для обмоток магнитной системы предполагается использовать сплавы ниобий титан и ниобий олово. Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В Тл и плотностью тока около 2 кА одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время. 2 Криогенная система включает в себя криостат магнитной системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы.

Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой заключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаждают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий,

обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом жидкий азот, температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами. Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и предназначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком разрежении.

3 Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый тритий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необходимо предусмотреть замкнутый контур с минимальным количеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать

достигнутую на сегодняшний день. Длительность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с. 4 Система энергопитания существенно зависит от режима работы реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт.

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

разработки литиевого и уранового бланкетов. 6 Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему питания, а также очистку от него отработанных газов и воздуха. 7 Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и снижает энерговыделение в сверхпроводящих катушках.

Для нормальной работы магнитной системы при минимальных энергозатратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s 106 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см. Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 250 см.

Она предохраняет окружающее пространство от излучения. 8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реактора. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжектор, что неудобно для расположения оборудования в реакторном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства

ввода антенны более компактны, а генераторы могут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследования на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы. 9 Система управления неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанционно как во время работы, так и в периоды остановок.

Источником радиоактивности в термоядерном реакторе являются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов период его полураспада составляет около 13 лет, а во-вторых, радиоактивные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них стали, сплавов молибдена и ниобия активность достаточно велика, но все же примерно в 10 100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогичной мощности.

В перспективе в термоядерном реакторе предполагается использовать материалы, обладающие малой наведенной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же термоядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистанционного обслуживания, что предъявляет дополнительные требования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые заполнят различными стандартными блоками модулями. Это позволит в случае необходимости сравнительно просто заменять отдельные

узлы с помощью специальных манипуляторов.2 АЛЬТЕРНАТИВНЫЕ ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Альтернативными называются термоядерные реакторы ТЯР , использующие альтернативные магнитные системы удержания плазмы иили альтернативные виды топлива. Актуальность развития альтернативных систем для управляемого термоядерного синтеза УТС связана с тем, что создание реактора для промышленного производства энергии на основе традиционного

токамака, использующего D Т-топливо, из-за высокой доли энергии 80, выделяющейся в D Т-реакции с высокоэнергетичными нейтронами 14 МэВ, сопряжено с трудноразрешимыми экологическими и технологическими проблемами высокой наведенной радиоактивностью конструкционных материалов первой стенки и связанной с этим необходимостью захоронения облученных конструкций реактора длительными остановками реактора каждые 3 6 лет для смены первой стенки из-за повреждений при облучении интенсивными потоками 14-МэВ

нейтронов, что ведет к существенному удорожанию производства энергии. Обсуждаемая возможность создания термоядерного реактора пониженной нейтронной активности заключается в использовании альтернативных топливных циклов. В этом случае к системам удержания предъявляются специфические требования. В частности, необходимо удержание с - 1 отношение давления плазмы к давлению магнитного поля , повышаются по сравнению с D Т-циклом требования к величине времени удержания.

Главная цель работы проанализировать возможные альтернативные термоядерные циклы и сравнить основные параметры D Т- и альтернативных циклов. Создание альтернативных ТЯР для УТС оправдано, если производство энергии в них будет отвечать определенным условиям 1 высокий коэффициент усиления мощности в плазме Q PfusPreq 10, 1 где Pfus мощность, выделяемая в результате термоядерных реакций

Р требу- емая для поддержания заданной температуры плазмы мощность дополнительного нагрева 2 высокая удельная мощность синтеза Pfus 2 МВтм3 2 3 низкий нейтронный выход n PnPfus 0.1 , 3 где рп мощность, выделяемая в нейтронах 4 наличие достаточных запасов топлива по приемлемой цене. Первый пункт означает необходимость обеспечения условий, при которых затраты энергии на поддержание заданной температуры плазмы невелики, второй обеспечение достаточно низкого уровня финансовых затрат

на сооружение реактора требуемой мощности, третий обеспечение ресурса первой стенки на уровне 30 50 лет и относительно небольшой наведенной радиоактивности конструкционных материалов. В качестве альтернативы D Т-топливу обычно анализировались D 3Не- и катализированное D D-топливо. Принципиальная возможность удовлетворения условий 1 и 2 была показана для D 3Не- и катализированных D D-циклов .

Причем в D 3Не-цикле возможно достичь очень низкого нейтронного выхода n - 0,03 , но на Земле промышленные запасы изотопа 3Не отсутствуют. С точки зрения обеспеченности топливом наиболее привлекательны катализированные D D-циклы, использующие в качестве первичного топлива сырья только сравнительно дешевый и доступный дейтерий. Предварительные оценки показали, что возможны такие варианты катализированных

D D-циклов, в которых n - 0,1, а требования к параметрам плазмы и системы удержания оказываются примерно такими же, как для D 3Не-цикла. Кроме того, существуют потенциальные возможности использования циклов D 6Li, D 7Be, p 61л, р 9Ве и р ИВ. Для УТС пригодны реакции, обладающие высоким положительным энергетическим выходом, достаточно большим сечением и соответственно высокой скоростью реакции v , а также низкими значениями зарядов реагирующих ядер. Анализируя ядерные реакции между легкими ядрами , идущие с выделением

энергии, можно заключить, что с этих позиций для УТС представляют интерес реакции D Т, D D, D 3Не, D 61л, D 7Ве, р 61л, р 9Ве и р 11В, приведенные в табл. 1. На основе этих реакций можно составить ряд чистых и катализированных термоядерных топливных циклов. Чистые циклы включают ветви основной реакции и обозначаются одноименно этой реакции. Кроме того, все циклы на основе дейтериевых реакций включают обе ветви

D D-реакции. Для реакций, продукты которых могут реагировать с исходным топливом или между собой, необходимо рассматривать возможность и эффективность реализации катализированных циклов. В катализированных циклах продукты синтеза 3Не, Т, 7Ве сжигаются во вторичных реакциях, что ведет к повышению эффективности циклов. Концентрации вторичного топлива определяются из условия равенства скоростей его наработки и сгорания.

Полностью катализированные циклы используют все вторичное топливо. Для снижения потоков высокоэнергетичных D Т-нейтронов в дейтериевых катализированных циклах нарабатываемый тритий целесообразно не загружать обратно в реактор. Тритий в этом случае можно хранить для получения при его -распаде изотопа 3Не. С точки зрения создания малорадиоактивного термоядерного реактора привлекательнее всего полностью безнейтронные

протонные реакции. Однако низкие Q протонных циклов не позволяют рассматривать их как источники энергии. В самом эффективном протонном цикле р 11В максимальное теоретическое значение коэффициента усиления составляет Q 3,7. Для циклов р 6Li w.p 9Ве Q 1. Реакцию р 6Li можно было бы рассматривать для наработки изотопа 3Не для D 3Не-реакторов, но этот способ неприемлемо энергоемок. Минимальные затраты энергии на производство одного ядра

Не в цикле р 6Li при заданном значении плазменного коэффициента усиления р 6Li реактора Q р 6Li равны E3He 1 - Q р 6Li-4,018 МэВ, что при максимально достижимом в рамках принятого подхода значении Q р 6Li 0,33 составляет E3He 2,69 МэВ. Для сравнения энергетическая цена добычи и транспортировки одного ядра лунного гелия-3, всего 0,07 МэВ. Величина E3He 2,69 МэВ включает только затраты на нагрев плазмы, конечная энергетическая цена гелия-3 в этом

случае может оказаться сравнимой с энергией, выделяемой при его сгорании 18,35 МэВ. Даже если принять полные энергозатраты равными E3He 2,69 МэВ, полный коэффициент усиления D 3Не-цикла с наработкой гелия-3 в реакции р 6Li не превысит Q 2,6918,35 6,82. Среди альтернативных циклов для УТС реальный интерес представляют D 3Не- и катализированные D D-циклы. В системах с 1 эти циклы могут конкурировать с традиционным

D Т-циклом, и перспективы производства энергии в альтернативных циклах зависят от возможностей систем удержания с 1 амбиполярных открытых ловушек, конфигураций с обращенным полем, сферических токамаков и др. Как показали оценки, основные параметры критерий зажигания, рабочая температура, нейтронный выход и др. D 3Не- и катализированных D D-циклов имеют близкие значения, но по ряду причин катализированные D D-циклы представляются нам более предпочтительными для малорадиоактивного

ТЯР. Главная причина возможность использования в качестве первичного топлива сырья только доступного и дешевого дейтерия, из-за чего отпадает необходимость доставки топлива 3Не с Луны. Необходимость манипуляций с тритием и создания нейтронной защиты существует как для D 3Не так и катализированных D D-циклов. В реакторе с катализированным D D-циклом использование бланкета для производства трития в реакциях с захватом нейтронов с целью последующей

наработки 3Не при распаде трития представляется нам вполне оправданным, так как при этом количество 3Не в цикле увеличивается, что ведет к снижению нейтронного выхода. Окончательный выбор топливного цикла D 3Не или D D может быть сделан при концептуальном проектировании малорадиоактивного ТЯР с учетом специфики системы удержания, включая детальный анализ кинетики выгорания трития, возможности и эффективности его селективной откачки и связанных с этим дополнительных энергозатрат.

Главное технологическое преимущество малорадиоактивного реактора на альтернативном топливе работа без замены первой стенки в течение всего срока службы даже при наличии бланкета обеспечивает более дешевое производство энергии по сравнению с D Т-реактором, а низкая радиоактивность делает экологически привлекательным ТЯР с альтернативными топливными циклами.3 МЕЖДУНАРОДНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ РЕАКТОР ИТЭР В июле 2001 г. закончился девятилетний период выполнения

соглашения, заключенного под эгидой МАГАТЭ правительствами России, США, Японии и Евратомом, о сотрудничестве в разработке Международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, в соответствии с которым в 1992 1998 гг. был выполнен технический проект реактора. Оценочная стоимость реализации проекта, соответствующего установленным соглашением программным целям,

оказалась слишком высокой для стран-участниц около 8 млрд дол. в ценах 1989 г. В связи с этим в течение 3 лет июль 1998 г. июль 2001 г. он был пересмотрен в целях двукратного снижения стоимости при сохранении основных программных целей, которые сформулированы ниже. ИТЭР в области физики плазмы должен обеспечить достижение квазистационарного горения в индуктивном режиме поддержания тока плазмы с отношением термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева

Q не менее 10 и с длительностью, которая достаточна для создания стационарных условий на временной шкале, характерной для плазменных процессов и процессов взаимодействия плазмы со стенками демонстрацию стационарного режима работы с помощью неиндуктивных методов поддержания тока плазмы при Q 5. Кроме того, не исключается возможность достижения контролируемого зажигания термоядерной реакции. В области инженерных исследований и испытаний должны быть обеспечены демонстрация удовлетворительности

технологии, специфической для термоядерного реактора сверхпроводящие магниты, извлечение трития, дистанционное обслуживание испытания компонентов будущих реакторов например, систем отвода тепла и частиц из плазмы испытания материалов, оборудования и компонентов реактора при интенсивных потоках термоядерных нейтронов, достигающих 0,78 МВтм2 на первой стенке испытания концепций тритийвоспроизводящих модулей бланкета, которые должны обеспечить в будущих энергетических установках самообеспечение тритием, отвод высокотемпературного

тепла и производство электроэнергии. ФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ Для достижения условий зажигания дейтерий-тритиевой D-T плазмы необходимо выполнить критерий nEt 21024 эВсм3, где n концентрация ионов, м 3 E энергетическое время удержания, характеризующее степень термоизоляции плазмы магнитным полем, c t температура ионов дейтронов и тритонов, эВ. Объем экспериментальных и теоретических знаний, накопленный

международным сообществом к моменту начала работы над проектом ИТЭР, позволил определить параметры, необходимые для зажигания термоядерной реакции. Эта работа потребовала от ученых стран-участниц систематизации и анализа данных, полученных в экспериментах на различных токамаках, концентрации внимания на наиболее неясных вопросах нагрева плазмы и механизмах потери тепла и частиц из нее стабилизации различных видов неустойчивости плазмы равновесия и устойчивости

плазмы при давлении, максимально близком к предельному определении пределов границ различных параметров существования горящей плазмы. В ходе работы были определены наиболее важные проблемы, а в последующие годы в большинстве случаев было найдено их решение, как экспериментально, так и теоретически. Накопленные знания позволили после 1998 г. уменьшить линейные размеры токамака в 1,3 1,4 раза большой радиус плазменного шнура с 8,1 до 6,2 м, малый с 2,8 до 2 м, объем более чем в 2 раза, что привело почти

к двукратному уменьшению стоимости установки. При этом параметры плазмы практически не изменились, что позволило сохранить основные программные цели ИТЭР. ОПИСАНИЕ ПРОЕКТА ИТЭР является реактором-токамаком, рассчитанным на работу с длительным импульсом тока плазмы, с вытянутым по вертикали сечением плазмы и однонулевым дивертором. В номинальном индуктивном режиме работы достигается мощность

D-T-реакции 500 МВт при длительности импульса горения реакции 400 с. При этом в плазму вводится до 50 МВт мощности дополнительного нагрева. Основными компонентами токамака являются сверхпроводящие тороидальные и полоидальные катушки, которые создают конфигурацию магнитного поля, необходимую для удержания плазмы и управления ее положением и формой внутри тороидальной вакуумной камеры рис. 1.

Магнитная система включает в себя катушки тороидального магнитного поля, центральный соленоид, внешние по отношению к катушкам тороидального магнитного поля катушки полоидального магнитного поля и корректирующие катушки рис. 2. Направленный к оси системы компонент пондермоторных сил, действующий на D-образные катушки тороидального магнитного поля, воспринимается арочным распором, сформированным прямолинейными частями D-образных катушек во внутренней части тора.

Обмотки тороидальных катушек заключены в массивные корпуса и формируют вместе со специальными силовыми ключами и компрессионными кольцами замкнутую силовую структуру. На этой механической структуре закреплены полоидальные катушки. Вакуумная камера или вакуумный корпус представляет собой двухстеночную конструкцию c D-образным поперечным сечением и также крепится к силовой структуре рис.

3. Электромагнитная система и вакуумная камера находятся внутри криостата. Они снабжены системой тепловых экранов между сверхпроводящими катушками и остальными элементами конструкции, находящимися при более высокой температуре, и устанавливаются вместе с компонентами реактора, находящимися внутри вакуумной камеры на опоры, расположенные под каждой катушкой тороидального магнитного поля. Р и с. 1. Общий вид реактора ИТЭР Р и с. 2. Магнитная система

ИТЭР и элементы силовой структуры Р и с. 3. Вакуумная камера, бланкет и дивертор ИТЭР Внутри вакуумной камеры расположены модули бланкета, а также заменяемые диверторные кассеты. Эти внутрикамерные элементы воспринимают поток тепла и частиц из плазмы и выполняют функцию нейтронной защиты вакуумной камеры и расположенных за ней сверхпроводящих катушек магнитной системы. В настоящее время в проекте рассматривается только защитный бланкет.

Однако проект допускает в дальнейшем замену модулей защитного бланкета на тритийвоспроизводящие модули с одним лишь ограничением температура охлаждающей воды должна быть такой же, как и в модулях защитного бланкета. Через патрубки камеры вводятся пучки быстрых атомов, а также ВЧ- и СВЧ-мощность для нагрева плазмы. В других сечениях камеры располагаются диагностические модули и экспериментальные модули бланкета. Для отвода тепла, выделяемого во внутрикамерных компонентах и в

вакуумной камере, служит система водоохлаждения, состоящая из отдельных петель. Она спроектирована таким образом, чтобы исключить попадание в окружающую среду трития и активированных продуктов коррозии. Некоторые из этих петель могут быть также использованы для прогрева камеры и внутрикамерных компонентов в целях удаления газов, адсорбированных их стенками. Система подачи топлива имеет подсистемы инжекции D-

T-газовой смеси и таблеток изотопов водорода дейтерия и трития. В начальной фазе плазменного разряда газообразное топливо низкой концентрации подается в вакуумный объем с помощью системы инжекции D-T-газовой смеси. Плазма круглого сечения с радиусом 1м инициируется в районе внешнего лимитера с помощью электронноциклотронного нагрева и затем достигает вытянутого сечения с диверторной конфигурацией по мере повышения тока.

Как только достигается плато тока плазмы 15 МА для номинального режима работы, плотность плазмы увеличивается с помощью инжекции газа, крупинок топлива или их комбинации одновременно с дополнительным нагревом и приблизительно через 100 с возникают условия для начала реакции D-T-синтеза с термоядерным выходом около 500 МВт. В случае неиндуктивного поддержания тока плазмы с помощью систем дополнительного нагрева длительность импульса горения

D-T-реакции может достигать 1 ч. При индуктивном поддержании тока, прежде чем запас магнитного потока будет полностью израсходован, происходит управляемое снижение скорости подачи топлива в камеру реактора, что приводит к медленному прекращению процесса термоядерной реакции. После этого следует снижение тока плазмы и полное прекращение разряда. Номинальный импульс с индуктивным поддержанием тока плазмы имеет длительность горения

D-T-реакции 400 с с периодом повторения импульсов тока плазмы 1800 с. Предусмотрена система автоматического управления на обратных связях токами в катушках полоидальной магнитной системы, вакуумной откачкой, подачей топлива дейтерия и трития и примесей таких, как азот и аргон, а также системами дополнительного нагрева по сигналам с датчиков диагностических систем. Система диагностики плазмы должна обеспечить измерение многочисленных параметров плазмы как во времени,

так и в пространстве. В отличие от приоритетов сегодняшнего дня в ИТЭР первой задачей диагностики является надежное измерение параметров, определяющих безопасную работу установки. Вторым приоритетом является измерение параметров, позволяющих оптимизировать режим работы, и приближение к достижению основных программных целей. Третий приоритет новые явления в физике плазмы. Систему диагностики, включающую более 45 методик, разрабатывали

одновременно со всем проектом. Примерно половину методик с существующих установок можно перенести без существенной модернизации, другая половина требует существенной модернизации, а также научных и технологических разработок. Это вызвано специфическими условиями ИТЭР и, в первую очередь, наличием нейтронного потока и трития. Работа с тритием требует создания специальных диагностических приборов, наличие нейтронного потока требует проведения многих измерений через перископическую систему.

Здесь основной проблемой является работоспособность первого зеркала, поверхность которого обращена непосредственно к плазме. Другой проблемой для диагностических систем является электродвижущая сила, наводимая в кабелях под действием радиации. В процессе разработки проекта найдены решения или определены пути решения перечисленных проблем создания диагностического комплекса. Что касается безопасности и лицензирования, то проект сфокусирован на удержании радионуклидов как основной

функции безопасности, причем остальные функции безопасности рассматриваются как обеспечивающие работоспособность барьеров удержания. Метод линий защиты используется для достижения требуемого уровня безопасности путем сбалансированных требований к характеристикам систем и компонентов. Число линий защиты и требования к ним зависят от накопленной радиоактивности при допустимом уровне риска. Для удержания трития и активированной пыли предусмотрены последовательные барьеры.

Они включают вакуумную камеру, криостат и системы очистки воздуха, обеспечивающие его детритизацию и фильтрование внутри здания. Радиоактивные выбросы и сбросы как при нормальной эксплуатации, так и аварийные фильтруются и очищаются от трития до такой степени, чтобы их поступление в окружающую среду было настолько мало, насколько это достижимо при разумных затратах, чтобы обеспечить безопасную работу персонала и безопасность населения вне зоны реактора.

Основные параметры ИТЭР следующие Мощность, МВт 500 700 Отношение термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева, Q 10 Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВтм2 0,57 0,8 Время горения плазмы в индуктивном режиме, с 400 Большой радиус плазмы, м 6,2 Малый радиус плазмы, м 2,0 Ток плазмы, МА 15 17 Вертикальная вытянутость плазменного шнура отношение

вертикального размера к горизонтальному верхниз 1,71,85 Треугольность плазмы верхниз 0,330,49 Индукция тороидального магнитного поля на оси плазменного шнура, Тл 5,3 Объем плазмы, м3 837 Площадь поверхности плазмы, м2 678 Мощность дополнительного нагрева, МВт 73 НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ РАБОТЫ Основной подход, выбранный при проектировании

ИТЭР, заключается в тщательном расчетно-конструкторском анализе принимаемых решений и их проверке с помощью исследовательских и технологических работ, включающих в себя изготовление и испытание полномасштабных или достаточно представительных моделей ключевых узлов реактора. Семь больших проектов были реализованы на инженерной стадии работы в целях подтверждения возможности изготовления главных узлов и их дистанционного обслуживания при обеспечении необходимогоконтроля качества

модель центрального соленоида и тороидальных катушек сектор вакуумной камеры, модуль бланкета и кассета дивертора модели систем дистанционного обслуживания кассет дивертора и модулей бланкета. Другие проекты относятся к исследованию проблем безопасности, систем нагрева и поддержания тока плазмы, тритиевого цикла, систем электропитания. Результаты работ подтвердили заложенные в проект конструкторские и технологические решения, а также требования к контролю качества.

Кроме того, они дали возможность квалифицированно оценить стоимость изготовления как отдельных узлов, так и реакторного комплекса в целом. Другим важным результатом был опыт управления проектом с широким привлечением промышленности разных стран, а также совместного изготовления оборудования. По существу, это дало понимание и опыт, как организовать изготовление систем и узлов реактора на международной основе при совместном сооружении комплекса ИТЭР. Наиболее значимые результаты научно-исследовательских

и опытноконструкторских работ излагаются ниже. Модельная катушка центрального соленоида является самым большим импульсным сверхпроводящим магнитом, рассчитанным на создание магнитного поля 13 Тл. Для ее создания было использовано 25 т сверхпроводящих проводов стрэндов. Внутренний модуль изготовлен в США, внешний модуль и вставки с проводником центрального соленоида в Японии, а вставка с проводником тороидального магнитного поля в

России. Они все вместе собраны на испытательном стенде Японского института атомной энергии. В апреле 2000 г. максимальное поле 13 Тл было получено при токе в кабеле 46 кА. Запасенная в магнитном поле энергия 640 МДж была успешно выведена с постоянной времени, не превышающей 6 с. Катушка-вставка, изготовленная в Японии, была испытана в поле 13

Тл 10 000 циклов в августе 2000 г. Катушка-вставка с проводником тороидального магнитного поля, изготовленная в России, также была успешно испытана в поле 13 Тл с максимальным током в проводнике 46 кА в сентябре октябре 2001 г. Модельная катушка тороидального поля была изготовлена и собрана в Европе. Ее размеры сравнимы с реальными, необходимыми для ИТЭР. Катушка была испытана летом 2001 г. на стенде

ТОСКА в Германии в поле 9,7 Тл при токе 80 кА. При изготовлении катушки было решено много сложнейших технологических проблем, включая проблемы сварки толстостенных конструкций. Два полномасштабных сегмента вакуумной камеры полусектора изготовлены, собраны и сварены в Японии с требуемой точностью. К ним был приварен удлинительный патрубок, изготовленный в России примерно по той же технологии. Системы автоматической сварки и резки поставлены

США, система одностороннего контроля сварных швов основана на уникальном оборудовании, разработанном и изготовленном в России. Совместный проект по изготовлению и испытанию модулей бланкета имел целью производство и испытание полномасштабных модулей элементов первой стенки и некоторых прототипов механических опор и гидравлических соединений. Соединения металлов, такие, как бериллий медь и медь нержавеющая сталь, были успешно выполнены методом горячего изостатического прессования и другими но выми методами.

Полномасштабные блоки защитного модуля изготовлены в Европе методом порошкового горячего изостатического прессования, в Японии с при менением ковки, сверления и сварки. Механические опоры из высокопрочного титанового сплава разработаны, изготовлены и испытаны в России. Кроме того, зна чительный объем радиационных испытаний материалов и их соединений проведен в России, США и

Европе. Полномасштабный прототип диверторной кассеты создан с участием всех четырех партнеров по проекту. Часть обращенных к плазме компонентов получена из Японии и России и установлена на внутреннюю часть кассеты, изготовленной в США. Их гидравлические и механические испытания проведены в США. Другие обращенные к плазме компоненты, изготовленные в

Европе и России, установлены на внешнюю часть кассеты, изготовленной в Европе. Уникальные результаты получены при тепловых испытаниях в США, России, Японии и Европе. Например, моноблок из углеродного композита выдержал 2000 циклов под нагрузкой 20 МВтм2 Европа, вольфрамовая оболочка 1000 циклов при нагрузке 15 МВтм2 Европаи Россия. Большая модель диверторной мишени с облицовкой, присоединенной к пластине из дисперсно-

упрочненной меди, успешно испытана в Японии в течение1000 циклов при нагрузке пучком протонов 20 МВтм2. Уникальный эксперимент с термоциклическими испытаниями макета облицовки и одновременным облучениемпроведен в России на атомном реакторе в Димитровграде. Полномасштабный прототип системы дистанционного обслуживания модулей бланкета Япония использует транспортное устройство на монорельсе внутри вакуумной камеры для установки и извлечения модулей бланкета. Модуль бланкета массой 4 т устанавливался и извлекался с погрешностью

позиционирования менее 0,25 мм. Полномасштабный прототип системы дистанционного обслуживания кассет дивертора Европа основан на тороидальном транспортном устройстве, которое передвигает кассеты внутри камеры, и радиальном подающем кассеты извне внутрь камеры. Этот прототип также успешно испытан. Прототип криогенного насоса модель половинного масштаба для откачки D-T смеси, гелия и примесей изготовлен и подготовлен к испытаниям в

Европе. Элементы насоса криосорбционные панели, изготовленные в Европе, испытаны на замкнутом тритиевом контуре в России Саров. Тритиевый инжектор крупинок топлива DT и T2 испытан в США. Крупинки больших размеров 10 мм были инжектированы и транспортированы по направляющей трубе с радиусом кривизны 80 см при скорости 285 мс. Дальнейшие работы по инжектору тритиевых крупинок проводились только

в России. В 2001 г. спроектированы и изготовлены основные узлы такого инжектора для испытаний на замкнутом тритиевом контуре в России, которые планировалось завершить в 2002 г. Гиротроны с частотой 170 ГГц для системы электронно-циклотронного нагрева разрабатывали все партнеры по проекту. Наиболее значительные результаты достигнуты в Японии 0,5 МВтЧ8 с и России 1 МВтЧ1 с. Основные компоненты антенны и волноводов для систем ионно-циклотронного

нагрева разработаны и испытаны при более высоком напряжении, чем требуется для ИТЭР, в Европе. Почти полномасштабные прототипы источников отрицательных ионов и высоковольтных источников питания 1 МэВ разработаны и испытаны в Японии, новая концепция плазменного нейтрализатора для систем инжекции быстрых атомов разработана и испытана на стенде в России. Прототипы двухступенчатых механических и тиристорных замыкателей и размыкателей многократного

действия и защитных взрывных размыкателей для источников питания и защиты сверхпроводящей магнитной системы разработаны и успешно испытаны при токе 66 кА в России. Радиационные испытания ключевых компонентов диагностических систем проводили все партнеры по проекту. Наиболее значительные успехи связаны с раз работкой и испытанием радиационно-стойких окон, оптических волокон и зеркал, разработанных и испытанных в

России. Система, моделирующая тритиевый цикл в реакторе ИТЭР и использующая около 100 г трития, успешно отработала в течение 12 недель в США. Таким образом, совместная работа в течение девяти лет над техническим проектом ИТЭР в комбинации с продолжающимся общим прогрессом в термоядерных физических исследованиях привела страны, участвующие в проекте, да и все мировое термоядерное сообщество к рубежу, когда они оказались

технически готовы поставить вопрос о сооружении первого в мире исследовательского термоядерного реактора с чертами, уже присущими энергетическим установкам. За эти девять лет была проделана значительная совместная работа по созданию согласованного проекта термоядерного исследовательского комплекса стоимостью около 4 млрд дол. в ценах 1989 г выполнен огромный объем научноисследовательских и технологических работ.

Общая стоимость затрат на проект и научно-исследовательские и технологические работы приближается к 2 млрд дол. Всеми партнерами по проекту внесен примерно равный вклад как в проектные, так и в исследовательские работы. В работах над инженерным проектом ИТЭР в России принимали участие более 200 научно-исследовательских и проектных организаций, промышленных предприятий и учебных заведений. Работы по проекту проводились в рамках федеральной целевой научно-технической программы

Международный термоядерный реактор ИТЭР и НИОКР в его поддержку под руководством Министерства Российской Федерации по атомной энергии и созданной им Национальной дирекции проекта ИТЭР директор О.Г. Филатов, НИИЭФА в тесном сотрудничестве с Международной проектной группой ИТЭР директор Р. Аймар из Европы. Ведущие роли в разработке проекта играли

РНЦ Курчатовский институт г. Москва физика плазмы, диагностика, системы дополнительного нагрева ибезопасность, НИИЭФА им. Д.В. Ефремова г. Санкт-Петербург электрофизические системы реакторного комплекса, НИКИЭТ г. Москва ядерно-физические системы, ГНЦ РФ ВНИИНМ им. А.А. Бочвара сверхпроводящие и конструкционные материалы, системы тритиевого цикла. Впервые в мировой практике удалось создать реальный проект квазистационарного термоядерного реактора

с расчетной тепловой мощностью около 500 МВт. В процессе разработки проекта были систематизированы и проанализированы результаты экспериментальных и теоретических работ по физике реактора-токамака, определены и проведены целенаправленные экспериментальные и теоретические работы, отвечающие на некоторые ключевые вопросы физики плазмы. В результате стало возможным существенное уменьшение размеров и стоимости установки по сравнению с первоначальным проектом. В представительных размерах а иногда и в натуральную величину

были изготовлены и испытаны основные элементы конструкции сверхпроводящая магнитная система модель центрального соленоида и тороидальных катушек магнитного поля, сектор вакуумной камеры, модели модулей бланкета и дивертора, системы дистанционного обслуживания внутрикамерных компонентов дивертора и модулей бланкета. Были также созданы и испытаны прототипы почти всего уникального оборудования ИТЭР, в том числе систем диагностического комплекса, разработана и проверена технологическая осуществимость

проекта. Все чертежи проекта выполняли в соответствии с международными нормативами и с привлечением совершенного программного обеспечения. Основной задачей ИТЭР должно стать изучение физики горения и получениеквазистационарной D-T-реакции синтеза. В нем будут испытаны основные функциональные узлы энергетического реактора, в том числе различные варианты бланкетных модулей для воспроизводства трития.

Критерием выбора параметров ИТЭРстало обеспечение гарантированного зажигания и стабильного поддержания реакции при минимальной стоимости его сооружения. Учеными и специалистами создана схема международной кооперации как длянаучных и исследовательских организаций, так и промышленности.Сооружение реактора ИТЭР и успешное выполнение программы исследованийпродемонстрирует мировой общественности техническую осуществимость термоядерной реакции как надежного и безопасного источника энергии с неисчерпаемыми

запасами топлива.4,5. Список литературы 1 Кадомцев Б.Б Пистунович В.И. Ядерная энергетика. Москва. 1994. 2 Ефремов И.В. На пути к термоядерному реактору. Москва. 1993. 3 Хвесюк В.И. Чирков А.Ю. Анализ топливных циклов термоядерных реакторов. Вопросы термоядерной науки и техники. Серия термоядерный синтез.

2000. Вып. 3. С.28-35 4 Филатов О.Г. Завершение технического проекта ИТЭР. Вопросы термоядерной науки и техники. Серия термоядерный синтез. 2002. Вып. 1. С.3-11 5 Кучай С.А. Будущее ИТЭР. Вопросы термоядерной науки и техники. Серия термоядерный синтез. 2002. Вып. 2. С.12-17