Мирнов Енергия из воды 2007

полоидального магнитного потока и тепловой энергии шнура на стенку τ2. Характерные времена срыва в ИТЭР, полученные путем экстраполяции: для быстрой фазы (τ2) масштаба 1 мс и для предшествующей медленной (τ1-2 ) масштаба 10 мс.

Трудность задачи предвидения и предотвращения последствий большого срыва состоит в том, что медленный срыв может не завершаться большим и лишь развитие быстрой фазы (τ2), однозначно указывает на его неизбежность. Таким образом, за 1 мс. предлагается успеть включить клапан сверхзвуковой подачи неона (или аргона), создающий вблизи стенки мощную газовую защиту, способную трансформировать энергию плазменного потока в сравнительно безопасное ультрафиолетовое излучение. Задачу нельзя назвать простой, но и безнадежной тоже. Очевидно, что инжекционное «тушение» ИТЭР будет экстраординарным событием. Все практические операции должны будут проводиться таким образом, чтобы не провоцировать большой срыв, т. е. на безопасном удалении от границ устойчивости, где он может развиться. Степень допустимого приближения к ним – важный предмет будущих исследований. Проецируя ситуацию на будущее, на ДЕМО, нельзя исключить, что опасность большого срыва станет еще более актуальной, чем для ИТЭР. Не придется ли тогда вернуться к концепции стелларатора, где большого срыва нет в принципе и не нужны причудливые схемы поддержания стационарного тока?

Будущее. Токамак или стелларатор?

Как уже отмечалось выше, стеллараторы – фавориты мировой термоядерной гонки конца пятидесятых и начала шестидесятых годов прошлого столетия – в начале семидесятых ушли в тень на фоне шумных успехов токамаков. Ушли в тень, но не в небытие: небольшие установки в ФИАНе в Москве и в ХФТИ в Харькове (СССР) в Институте физики плазмы общества имени Макса Планка (Германия), а также в японских университетах продолжали работать, постепенно расширяя круг знаний о физических процессах в стеллараторной плазме. Шаг за шагом «превращая свою слабость в свою силу», как учат нас

91

китайские мудрецы. Действительно, подверженность магнитной конфигурации стеллараторов к разрушениям под действием даже малых магнитных возмущений, ее склонность к разбиению на магнитные острова (А.И. Морозов, Л.С. Соловьев, Л.М. Коврижных, И.П. Данилкин и др.) из-за малого магнитного шира в центре горячей зоны (большой трудно сделать), стала побуждающим мотивом к исследованиям и созданию целой «стеллараторной культуры», существенно расширившей представления ученых о свойствах замкнутых магнитных конфигураций вообще и токамаков в том числе. А деликатность при создании стеллараторов требовалась исключительная. Неосмотрительная технологическая замена проводника с круглым сечением на эквивалентное прямоугольное, произведенная однажды в ходе изготовления нового весьма прогрессивного стелларатора («Ураган-3» ХФТИ), привела в итоге к ликвидации чуть ли не половины его горячей плазменной зоны! На таких примерах учились.

С помощью специальных электронных пучков научились видеть глазом результаты магнитных разрушений (А.П. Попрядухин, ФИАН). Магнитные острова, полученные теоретиками «на кончике пера», появились на флюоресцирующем экране, как давно ожидаемый портрет преступника – еще одно подтверждение могущества максвелловской электродинамики и человеческой изобретательности!

Пользуясь этим приемом, с помощью специальных корректирующих катушек удалось скомпенсировать все основные магнитные возмущения и свести острова, практически до нуля. Но, когда в эту «отработанную магнитную конфигурацию» (по Л.А. Арцимовичу) смогли инжектировать плазму, она преподнесла сюрприз – взорвалась и рассыпалась на отдельные бешено вращающиеся винтовые жгуты. Ей явно не хотелось спокойно жить в «чистых условиях». И точно такой же эксперимент, совершенно независимо проведенный в Японии, привел в точности к тому же результату. И если бы это был единичный случай!

92

В середине 1960-х гг. на токамаках имело хождение вполне обоснованное мнение, что продольная неоднородность («гофрировка») тороидального поля Вт, вызванная конечным числом создающих его магнитных катушек (обычно 8 или 16), способна уже на уровне 1-2 % приводить к заметному уходу из плазмы быстрых ионов. Для проверки был построен специальный токамак с 32 катушками (Т-6) и с практически нулевой гофрировкой. Каково же было изумление его создателя, когда обнаружилось, что вместо токамака получился электронный ускоритель («плазменный бетатрон») с ошеломляющим током – 50 кА. Событие тем более изумительное, что за стенкой менее удачливый физик уже лет 5 безуспешно пытался сделать такой ускоритель в специально созданной для этого установке и бывал очень рад, когда получал в ней 100 А.

Для токамака же это был полный провал. Группа электронов, ускоренных до релятивистских энергий, строго следуя законам природы («резерфордовское сечение»!), практически не рассеивалась на основной плазме, т. е. ее не грела. И плазма, действительно, оказалась уникально холодной (< 50 000 K). Сбылись предсказания Драйсера! К счастью, введение локальной гофрировки простым отключением одной из катушек полностью ликвидировало это фантастическое явление. В чем дело? Наука в лице Драйсера абсолютно права – энергичные электроны максвелловского распределения должны и уходят в режим ускорения при приложении к ним электрического поля. Магнитная гофрировка – это препятствие и, как каждое препятствие, она способна создать вспышку электромагнитных возмущений, которые губят ускорившиеся было электроны, отбирая у них энергию и ограничивая тем самым процесс ускорения. Это чем-то напоминает эпопею по уничтожению воробьев в Китае. Уничтожили всем народом – и вслед за этим так расплодились мухи и вредители, что воробьев пришлось разводить снова.

Эффект тонкий, но очень яркий и определенный. Примерно через год в США был пущен похожий токамак с пониженной гофрировкой Вт И в точности с тем же бетатронным эффектом!

93

Природа едина. Даже в таких сложных проявлениях. Ей безразлична география нашего местопребывания, политический строй, каких святых мы предпочитаем или вообще не предпочитаем и все остальное. Это та неизбежная объективная основа, на которой цивилизованные страны строят сегодня международное сотрудничество и еще – источник убеждения, что когда-то Человечество осознает себя, как единую субстанцию. Проект ИТЭР – один из ростков этого процесса. Взаимообогащение «стеллараторной» и «токамачной» культур – пример из этой же серии. В частности, несмотря на все плазменные казусы, в ИТЭР предусмотрены специальные обмотки для компенсации винтовых магнитных возмущений, возникающих из-за погрешностей в изготовлении и расстановке магнитных катушек, и ферритные вставки между катушками для снижения гофрировки Вт. Исходят из того, что при этом становится потенциально возможным управление плазмой путем введения контролируемых магнитных возмущений. Примером может служить стелларатор LHD (Япония), где введение мощного магнитного возмущения позволило недавно организовать диверторную конфигурацию, заметно уменьшившую содержание примесей в плазме.

Параллельно с физическими исследованиями совершенствовалась по пути упрощения и магнитная конфигурация стелларатора. Одним из таких упрощений стала торсотронная конфигурация, в которой удалены катушки продольного поля, а магнитная конфигурация создается только винтовой обмоткой (рис.28 – светлый винт) и четырьмя компенсационными витками, расположенными над и под нею. Именно эту конфигурацию рассматривают как базовую для стелларатора – реактора. По этой же схеме построен самый большой в мире cверхпроводящий японский стелларатор LHD (a=0,6 м, R=3,9 м, Вт=3,6 Тл ). Получаемая в нем плазма вполне конкурирует с плазмой больших токамаков. А именно, максимальные плотности могут достигать 3х1020 м-3, правда, при температуре всего лишь 1 кэВ, а максимальные τЕ достигают 0,1– 0,2 с. Предельная достигнутая β = 3,6 %, что даже выше проектных величин ИТЭР.

94

Другая новация в области создания стеллараторных магнитных конфигураций – так называемые «модульные» стеллараторы, а именно, набираемые из отдельных идентичных модулей, а не в виде единой обмотки, наматываемой на тор.

Рис.28. Торсотронная конфигурация (LHD)

Рис.29. Схема обмоток модульного стелларатора WVIIX

Такой подход обещает большие преимущества при создании реактора. Идея эта была впервые предложена в нашей стране

95

(С.Н. Попов, А.П. Попрядухин, 1966 г.) и реализована на стеллараторе «Ливень-2» (ФИАН). Затем она была подхвачена в Германии, существенно дополнена и с успехом применена при создании небольшого стелларатора WVII-AS. Успех окрылил создателей и ее взяли за основу большого германского стелларатора WVII-X, близкого по размерам к LHD. Схема его магнитных катушек представлена на рис.29. Схема сложна настолько, что производство пока не справилось с нею. Его запуск непрерывно откладывался и сегодня планируется на

2010 г.

Подводя итог исследованиям на стеллараторах, проведенных в последние годы следует с воодушевлением отметить, что, преодолевая трудности, они уверенно выходят на уровень плазменных параметров, типичных для современных токамаков. Суммируя данные, полученные на них за последние годы, сформулировали «стеллараторный скэлинг» для τЕ,

подобный «токамачному»:

τЕISS95 = 0.079x a2.21R0.65PH-0.59n0.51BT0.83ι0.4

Если вспомнить, что для токамаков ι = 2π/q =2πBpR/BTr, то их действительно можно сравнить. Различия оказываются незначительными. Точки, полученные на токамаках, ложатся рядом со стеллараторными. Это означает, что все замкнутые ловушки – и стеллараторы, и токамаки удерживают плазму примерно одинаковым образом. Еще один пример единства природы. Остается ждать, когда наши производственные возможности позволят создавать сверхпроводящие стеллараторы с поперечным размером примерно в 4 раза больше LHD. Если это произойдет раньше, чем встанет вопрос о строительстве ДЕМО, не исключено, что стелларатор будет принят за базисную систему.

ДЕМО (для пытливого читателя)

Итак, задача ИТЭР – создание физико-технической базы термоядерной энергетики. Что предстоит решать на следующем этапе перехода к коммерческому реактору?

96

1. Первая задача – подъем β. Конкурентно способный реактор DT-синтеза должен иметь по оценке экспертов нейтронную нагрузку 2–5 МВт/м2, что при использовании технически освоенных магнитных полей ВТ масштаба 5–6 Тл, создаваемых с помощью доступных сегодня сверхпроводников, потребует увеличения плазменного давления в 2-3 раза. Это в свою очередь потребует развития новых методов подавления мелкомасштабных и резистивных МГД-неустойчивостей, процесс освоения которых находится на начальном этапе. Опасность могут представлять:

-неоклассическая тиринг-неустойчивость (NTM), возникающая в режимах с высокой β вблизи рациональных (дробных) q(r). Аналогична винтовой резистивной неустойчивости (тиринг), но возбуждаемая не основным током плазмы, а неоклассическим электронным током (bootstrap current), который возникает вблизи локальных градиентов плотности. Уже делались неоднократные и иногда успешные попытки ее подавления локальным электронно-циклотронным нагревом (ECRН), либо соответствующими токами увлечения

(ECСD);

-резистивная пристеночная неустойчивость (RWM) – аналог поверхностной идеальной винтовой моды, возбуждаемой плазменным давлением и в обычных условиях стабилизированной проводящей стенкой разрядной камеры. Эффективная электропроводность такой стенки высока, если плазма быстро вращается относительно ее, но стабилизирующее действие стенки ослабляется и прекращается по мере замедления вращения. Экспериментально показано, что вращение может увеличить β более чем на 30%. Стабилизация RWM – одно из активно развивающихся направлений современной физики токамаков;

-так называемые альфвеновские моды (ТАЕ-toroidal Alfven eigenmodes ) – неустойчивости быстрых заряженных частиц, попадающих в резонанс с альфвеновскими колебаниями, развивающимися в центральных областях плазменного шнура

(ω~VA/2Rq). Эти моды опасны не только преждевременной релаксацией энергии α-частиц, но и их преждевременным

97

выходом на стенку реактора. Одна из ключевых физических задач, которая должна быть решена в ИТЭР, – установить реальную область развития ТАЕ и других альфвеновских мод, определить степень их опасности для токамака, как реактора;

- наконец, аномальный (на порядок или два превышающий предсказания неоклассической теории Галеева–Сагдеева) поперечный перенос энергии на стенку реальных токамаков (см. рис.21), пытаются связать с развитием мелкомасштабной турбулентности, вызванной чрезмерно высокими градиентами ионной (ITG-ion temperature gradient mode ) или электронной температуры (ETG) в сечении плазменного шнура. Подозрения на развитие этих неустойчивостей вполне обоснованы, их подтверждают измерения высокочастотных колебаний плотности плазмы, хорошо коррелирующих в широкой области плазменного шнура в зоне максимальных температурных градиентов. Согласно теории, соответствующие неустойчивости должны были бы развиваться при нарушении условия:

ηj =│ d lnTj/d lnnj │ >1 (j=e, i),

что практически всегда реализуется в токамаках. Кроме того, при образовании в токамаках так называемых транспортных барьеров

– спонтанно возникающих областей «разрыва» потока частиц и тепла на стенку – одновременно наблюдают и разрыв корреляций колебаний до и после барьера, что может косвенно указывать на

аномального переноса частиц и энергии из зоны горячей плазмы на стенку является одним из очевидных направлений будущих исследований на ИТЭР.

В качестве полуфеноменологического параметра, характеризующего предельные значения βТ в токамаках, часто пользуются выражением:

β=g IР /aBT,

где β в %, IР в МА, a в м, BT в Тл, а g – так называемый, «фактор Тройона» или «нормированная β», - безразмерная величина, меняющаяся в пределах от 1 до 5 в зависимости от конкретных условий эксперимента. В частности, она падает с ростом магнитного поля (примерно, как ВТ-0.4), увеличивается с ростом

98

«треугольности» формы сечения плазменного шнура, с ростом его внутренней индуктивности li и т.д., оставляя физикам некоторые возможности выбора. Для ИТЭР принятое значение g = 1,5 (и, соответственно, β≈1,5%). Переход от ИТЭР к ДЕМО может потребовать его увеличения вплоть до 5.

Однако существуют некоторые приложения управляемого DT-синтеза, где такое увеличение может и не понадобиться. Это уже упомянутые «гибридные реакторы», где в зону утилизации 14-МэВ нейтрона (бланкет) включен «отвальный» 238U. Его включение увеличивает на порядок, как уже упоминалось,

направление в прикладных программах УТС – «дожигание» радиоактивных отходов Np, Am, Pu быстрыми нейтронами ДТсинтеза. Хотя коэффициент умножения энергии будет при этом ниже (5–7), такие нейтронные источники масштаба ИТЭР могли быть полезны при ликвидации радиоактивных отходов традиционной атомной энергетики.

При этом должны быть выполнены три условия:

1. Необходимо решить вопрос стационарного поддержания тока IР. Решение предполагается сегодня путем комбинированного использования: нейтральной (ионной) инжекции вдоль тороидального поля, с добавлением уже упомянутого бутстрэптока, возникающего в результате трения запертых электронов о пролетные (jb ~ T dn/dr), и высокочастотных токов увлечения в области нижнего гибрида, а также в области электронных и ионных циклотронных частот. Совместное действие этих механизмов позволяет сегодня поддерживать стационарный ток в токамаке уже на уровне 1 МА. Очевидно, что в ИТЭР эта активность будет успешно продолжена (вплоть до уровня

15МА).

2.Должна быть надежно решена задача предвидения и предотвращения последствий большого срыва, о чем уже говорилось выше. Применение его «гашения» инжекцией

99

инертных газов будет экстраординарным событием. Все практические операции должны проводиться таким образом, чтобы не провоцировать большой срыв, т. е. на безопасном удалении от границ устойчивости, о которых также шла речь выше.

3. Один из ключевых вопросов создания стационарного реактора УТС – выбор материала первой стенки, позволяющий его длительную эксплуатацию в качестве энергетического устройства. Перед ИТЭР такая задача не ставится. Допускается, например, замена его наиболее критического узла – диверторных пластин через 1000 рабочих импульсов, примерно через год работы. Первая стенка из бериллия – результат его успешного применения в JET, диверторные пластины из графита – многолетний опыт большинства крупных токамаков.

Но уже сегодня ясно, что такие важные конструкционные элементы ИТЭР, как медные трубки охлаждения и графитовые экраны, не совместимы с высокими нейтронными флюэнсами, ожидаемыми в промышленных реакторах. Им следует искать замену.

Одним из активно обсуждаемых вариантов является вольфрам, как слабо распыляемый материал для элементов первой стенки и дивертора, непосредственно контактирующих с плазмой. Однако вольфрам настораживает экспериментаторов изза своего высокого Z и потенциальной опасности собирания его к центру шнура под действием неоклассического механизма.

Исследования поведения плазмы в токамаке с вольфрамовым напылением первой стенки (ASDEX-U-Germany) дают пока умеренно пессимистические прогнозы. Они согласуются с негативным опытом использования вольфрама в ранних токамаках. Альтернативой вольфраму может стать литий, о чем говорилось выше - металл с наинизшим Z=3. Если основное преимущество вольфрама – низкая эрозия при взаимодействии с водородной плазмой, то основное преимущество лития – низкий уровень радиационных потерь в состоянии полной ионизации, которая наступает уже при электронной температуре масштаба 100 эВ. Эксперименты на токамаках с литием, успешно начатые на токамаке TFTR (США) в конце девяностых, в последние 10

100