Мирнов Енергия из воды 2007

подчеркивалось, гелий – продукт синтеза – рождается в виде положительно заряженного иона –(α-частицы) и в отличие от нейтрона не может свободно покинуть замагниченную плазму. Его энергия (1/5 от полной энергии синтеза) идет на нагрев плазмы как бы изнутри, практически так же как в DT-мишенях. Как только этот внутренний нагрев скомпенсирует тепловые плазменные потери, начнется самоподдерживающееся термоядерное горение. Системы внешнего подогрева плазмы – пучки нейтральных атомов высоких энергий, ВЧ и СВЧгенераторы – можно тогда отключить, что, несомненно, упростит и удешевит реактор. Этот момент и называют зажиганием. Возможно, что это произойдет, когда полная тепловая мощность ядерного синтеза превысит 300 – 500 МВт. Можно было бы прогнозировать, что это должно было произойти на уровне 2000– 2005 г. (из рис.10). К сожалению, не произошло. Энергетический кризис временно отступил. А с ним и необходимость в новой энергетике. Иными словами, денег на следующий шаг не нашлось. Здесь и возникла идея объединить усилия.

Уже и JET, где впервые был достигнут режим «перевала», сооружался в кооперации стран Европейского содружества. Идея новой кооперации была выдвинута нашей страной (Е.П. Велихов, 1990 г.) и поддержана США, Японией и Объединенной Европой. При этом не последнюю роль сыграло то обстоятельство, что именно наша страна – родина токамаков. Этот проект и назвали ИТЭР. Разработка проекта велась объединенным коллективом физиков и инженеров России, Европы, Америки и Японии. Он был завершен в 1998 г.

Впервые в инженерной практике удалось создать реальный проект квазистационарного (1000 с) термоядерного энергетического устройства с расчетной тепловой мощностью около 1,5 ГВт. И не только проект. В натуральном виде были сделаны и испытаны некоторые ключевые элементы конструкции. Все чертежи проекта выполнялись по официальным нормам, действующим на Западе. Это означает, что они могли быть переданы в производство. Во всяком случае, так утверждали авторы.

71

Создание проекта стоило странам-учредителям около $1.5 млрд и пяти лет напряженных работ. Работы велись, главным образом, внутри самих стран-учредителей. С учетом наших трудностей эквивалентный вклад, зачтенный России, составил около $200 млн. Реально, к сожалению, нами было истрачено намного меньше. В основном, за счет зарплаты участников. На что пошли эти деньги? Главным образом, на развитие новых и адаптацию известных высоких технологий (сверхпроводимость, материалы, конструкции и т.д.). Это оказало серьезную поддержку нашим инженерам и технологам.

Рис.21. ИТЭР – компьютерный разрез. Основные функциональные решения аналогичны использованным в JET. Все магнитные обмотки (1,2) сделаны сверхпроводящими, охлаждаемыми жидким гелием, что допускает стационарную работу реактора. Это заставило окружить конструкцию единым криостатом. Стенки камеры, глядящие в плазму (4), защищены пластинами бериллия, диверторный канал (6) – графитом

и вольфрамом

72

Основной исходной задачей ИТЭР должно было бы стать получение зажигания – самоподдерживающейся реакции DTсинтеза, которая позволила бы проверить физику термоядерного горения и испытать основные функциональные узлы энергетического реактора, в их числе, различные варианты бланкетных модулей для воспроизводства трития.

На рис.21 первая версия ИТЭР представлена в разрезе. Поперечник камеры – около 5,6 м. Многочисленные кольцевые витки с током создают каплевидную в сечении тороидальную плазменную конфигурацию с дивертором, обеспечивая поддержание в плазме тока масштаба 20 МА на протяжении

1000 с.

ИТЭР должен был быть геометрически подобен JET, однако, но с некоторыми серьезными отличиями. Его камера окружена радиационной защитой толщиной около метра, магнитные катушки, создающие кольцевое (тороидальное) поле 5,6 Тл предполагалось изготовить из сверхпроводящего ниобийоловянного сплава. Заметим, что наша страна имеет приоритет в создании больших токамаков, использующих сверхпроводник такого типа. Соответствующий отечественный токамак Т-15 (он всего лишь в 1.5 раза меньше JET) вступил в строй еще в 1988 г. в Москве, в Курчатовском институте. К сожалению, последние десять лет он стоит практически без движения. Парадокс современной России в духе Свифта – все эти годы физики, создающие энергетику будущего, не в силах были заплатить за необходимое им электричество.

ИТЭР. Превратности судьбы

Судьба ИТЭР тоже оказалась в некотором роде парадоксальной. Его предполагаемая стоимость $7.5 млрд за десять лет – вызвала волну критики и за рубежом, и у нас – очень дорого. Штаты предложили уменьшить стоимость в два раза. Остальным Учредителям идея понравилась и проектировщики взялись за удешевление. Однако это не спасло четырехсторонний альянс. Конгресс США не продлил участие страны в Проекте. Причина – несоответствие Проекта государственным интересам США. Четверка Учредителей превратилась в тройку. Детали этой

73

пикантной истории читатель сможет найти в уже упомянутой книжке Л.Г. Голубчикова «ИТЭР. Решающий шаг» (МИФИ. М. 2004).

Альянс, между тем, не распался. Проект нового удешевленного ИТЭР ($3.5 млрд) был завершен в 2001 г. Как и следовало ожидать, уменьшились размеры и ожидаемые параметры. Поперечный размер горячей зоны 2а сократился до 4 м, плазменный ток снизился до 15 МА, предполагаемая длительность горения упала в 2.5 раза, до 400 с, а мощность до 500 МВт. Практически неизменной осталась геометрия установки. Как и следовало ожидать, основные цели Проекта претерпели некоторую эволюцию. В новом варианте зажигание не гарантировано. Гарантировано Q=10. Очевидно, однако, что на таком уровне ядерного энерговыделения даже незначительное улучшение термоизоляции основной плазмы, либо энергичных α- частиц уже способно вывести реактор на уровень зажигания. Поэтому зажигание допускается, как одна из реальных возможностей. Таким образом, ИТЭР – термоядерный реактор, работающий вблизи зажигания, т. е. выполнения условия Лоусона.

Каковы цели и задачи нового ИТЭР? Сегодня они выглядят

так:

Основные задачи:

1. Достижение устойчивого DT-горения в режиме индуктивного поддержания тока на протяжении 300-500 с при отношении мощности синтеза к мощности нагрева плазмы Q≥10.

2.Демонстрация стационарного DT-горения на уровне Q≥5 с неиндуктивным поддержанием тока.

3.Возможность зажигания (Q=∞).

Операционный период реактора примерно 20 лет.

Инженерные задачи и тесты (испытания):

1.Демонстрация надежности и совместимости основных технологий синтеза.

2.Испытания компонентов будущих реакторовю

3.Проверка концепций тритиевого размножения 14МэВ нейтронами

снагрузкой на первую стенку ≥0,5 МВт/м2 и нейтронным флюенсом ≥ 0,3 MВт/м2 в год.

74

Какие могли бы быть альтернативы ИТЭР? В принципе, зажигание могло бы быть получено в токамаке меньшего объема, но при существенно большем магнитном поле. К сожалению, для таких магнитных полей отсутствуют промышленные сверхпроводники. Применение обычных теплых означало бы отказ от квазистационарных режимов, т. е. потерю практически всей технологической части научной программы. Могли бы стеллараторы составить конкуренцию ИТЭР? Сегодня нет. Пока не ясна физика и сложна технология. Требуется время. В 2004 г. в Европе и США были проведены независимые экспертизы на тему: Каков кратчайший путь к термоядерному зажиганию? И ответ различных экспертов был однозначен: ИТЭР. После этого в проект вернулись США и вслед за ними вошли: КНР, Южная Корея, Индия. Казалось бы, путь открыт. Два года было потрачено на выбор площадки строительства. Всерьез претендовали Европа и Япония. В 2006 г. был достигнут компромисс – Европа, Кадараш (Франция), но директор проекта – японец. И, наконец, в ноябре 2006 г. в Париже всеми странамиучастниками подписано соглашение о строительстве ИТЭР. Летом 2007 г. Президент России подписал Закон об участии нашей страны в проекте. Строительство началось.

ИТЭР – «информационное Солнце»

Таким образом, цель ИТЭР – исследования поведения DTплазмы и получение на их основе научной и технологической информации для планирования следующих шагов по пути промышленного использования УТС (ДЕМО). ИТЭР, несмотря на свои 500 МВт ядерной мощности, должен стать не столько «энергетическим» земным Солнцем, сколько информационным.

Первой целью, однако, должно стать само получение горячей DT-плазмы. Очевидно, что как эта, так и последующие цели не могут быть достигнуты в современных условиях без сопровождающей информационной поддержки.

Получению горячей DT-плазмы токамака, после перехода его от строителей к физикам, предшествует, как правило, многодневная подготовка разрядной камеры (рис.12а), в которой

75

впоследствии будет зажжен плазменный разряд (рис.12б). Эта подготовка включает такие основные элементы, как вакуумную откачку до уровня 10-6Па и глубже, прогрев до 200-300 0С для удаления воды с поверхности камеры, удаление окислов металлов тлеющим разрядом в Н2, Не и других инертных газах.

Процесс создания в камере горячей плазмы следует обычно некоторому заранее намеченному сценарию: ввод продольного магнитного поля ВТ, подача в камеру рабочего газа (Н2, Т2, D2), его ионизация (предыонизация), например, импульсом электронно-циклотронного излучения (ЕС), создание продольного (вдоль ВТ) электрического поля путем подачи электрического импульса на индуктор (см. рис.14) – первичную обмотку трансформатора. Результат этого – возникновение в плазме и рост до заданного значения продольного тока Ip. Параллельно с этим процессом путем соответствующего изменения токов в продольных витках, окружающих разрядную камеру, осуществляется вертикальное растяжение плазменного шнура с образованием диверторной конфигурации (рис.12б, 19, 20). Далее, включаются системы дополнительного нагрева плазмы – ионными пучками (рис.18), ионным циклотронным, либо электронным циклотронным излучением, либо смешанным - на, так называемом, нижним гибридном резонансе. В итоге плазменная температура поднимается до необходимых 10-20 кэВ. При этом система инжекции горючего путем управляемого напуска газа, либо инжекцией ледяных крупинок DT поддерживает плотность плазмы на заданном уровне. Параллельно со всем этим система слежения за формой шнура «отрабатывает» все изменения давления плазмы и перераспределения плотности тока так, чтобы граничная магнитная поверхность (рис. 18) оставалась в заданных пределах.

Сложно? Рассказывают, что много лет назад между двумя великими старцами – Министром среднего машиностроения Е.П. Славским и Президентом академии наук А.П.Александровым (обоим было под 80), якобы, вышел такой разговор: «Не нравится мне ваш токамак, Анатолий Петрович, слишком сложен. Не проработает тридцать лет! – Ефим

76

Павлович, а как человек сложен! А надо же, научились делать, делаем. И по девяносто лет работает!».

«Научились делать, делаем. И работает», – святые слова для современной техники. Один из английских зачинателей телевидения, вспоминая тридцатые годы и тогдашние телевизионные трубки, однажды разоткровенничался: «Если бы нам тогда сказали, что эта штука будет работать у каждой домохозяйки, каждый вечер и лет по десять подряд – да мы бы его за сумасшедшего приняли!» Научились делать.

На рис.22 изображена пультовая крупнейшего японского токамака JT-60U (1994 г). На первом плане многочисленные дисплеи систем сбора информации. На втором плане - мнемоническая схема управляющих витков, пульт и шкафы, заполненные электронной аппаратурой наблюдения, контроля и управления.

А на рис.23 для сравнения – предок современных систем управления энергетическими объектами – индикатор состояния одного из генераторов первенца «ленинского плана ГОЭЛРО» – Шатурской электростанции, питавший электричеством Москву (швейцарская фирма Brown Bowery, конец 1920-х гг.)

Рис.22. Пультовая токамака JT-60U (JAERI, Япония, Нака)

77

Рис.23. Индикатор состояния генератора Шатурской электростанции (ГОЭЛРО)

Рис.24. Внутреннее устройство контрольного механизма Шатурского генератора

78

Все удалось уместить, как на часах, на одном циферблате. Черная стрелка указывает оператору сразу все: и что происходит с генератором (система сбора данных): включен, выключен, снижение нагрузки и что должен делать оператор (система управления): прибавить, убавить, остановить турбину. На рис.24

– несколько якорей в поле большого постоянного магнита, соединенные шестеренками. Четыре диагностических сигнала приводили в действие этот механизм.

Научились делать, сделали и безупречно работало многие годы! Хочется снять шапку перед нашими предками! Всего лишь 60-70 лет разделяет эти две технические цивилизации.

Система сбора информации, контроля и управления ИТЭР будет существенно сложнее и JT-60U и JET. Более сотни диагностических устройств, большинство многоканальных, должны будут поставлять информацию обо всех параметрах плазмы и их эволюции во времени. Весь массив данных ИТЭР будет поступать в систему управления, сбора данных, хранения и распределения информации CODAC (COntrol, Data Access and Communication). Предполагается, что ИТЭР будет генерировать поток экспериментальных данных ~10 Гбайт/с, из которого ~ 1 Гбайт/с будет выходить наружу и распределяться между научными центрами стран-участниц проекта. Помимо самой установки, расположенной в Кадараше, предполагается создать систему удаленных пультовых и аналитических центров, расположенных в исследовательских лабораториях различных стран – участниц проекта. Система CODAC является ключевой системой. Помимо сбора научной информации она должна осуществлять синхронную работу более 70 технологических систем установки и организовывать обмен информацией между участниками проекта. Работа с большими массивами данных потребует применение, так называемой, ГРИД-технологии – мировой инфраструктуры объединенных вычислительных сетей, что обещает потребителям получить не имеющие себе равных вычислительные мощности.

Для эффективного возврата средств, затраченных странами на сооружение ИТЭР, в проекте заложено 1000 рабочих мест для персонала, занятого только анализом получаемой информации.

79

Около 100 из них предназначены для наших соотечественников, которым предстоит создавать научные основы промышленного использования термоядерной энергии. Но будет ли плазма ИТЭР достойна такого внимания?

На чем основана наша уверенность, что, несмотря на снижение «надежности» Проекта, в новом ИТЭР (2001) условие Лоусона будет практически выполнено и достигнуты условия близкие к зажиганию?

Запланированная в новом ИТЭР плотность плазмы n должна составить 1020м-3. В качестве феноменологического параметра, характеризующего приближение к пределу по n, в реальных

токамаках используют так называемый «предел Гринвальда»: n19 < nG= 10Ip/πa2 (n в ед. 1019м-3, Ip в МА, а в м),

полагающий линейную зависимость максимальной плотности n электронов от средней плотности тока, протекающего в плазме. Физическая природа ограничения, очевидно, связана с развитием каких-то резистивных неустойчивостей вблизи границы плазменного шнура. Существуют многочисленные примеры его преодоления в условиях дополнительного нагрева плазмы. Однако в ИТЭР принято: n =0,8 nG≈1020м-3, что для современных токамаков не является рекордом (рекорд 1021м-3).

Рекордным должно стать энергетическое время жизни τE – ключевой параметр, характеризующий степень термоизоляции горячей плазмы. Оно должно достичь 3-5 с вместо 1 с сегодня. (Не путать его со временем существования самого горячего плазменного образования, оно может быть при этом сколь угодно большим, например, на токамаке Tor Supra уже получено 600 с).

Параметрический анализ основного массива экспериментальных данных, полученных на разных токамаках с геометрией, подобной ИТЭР, позволил вывести некоторый закон подобия для τE, связывающий его с основными плазменными и геометрическими параметрами горячей зоны. А именно, с поперечным размером 2а (м), большим радиусом тора R (м), током, текущим по плазме Jp (МА), плотностью n (1019м-3), тороидальным магнитным полем ВТ (Тл), мощностью нагрева РН (МВт, – в стационаре она же мощность плазменных потерь Р), массой ионов в протонных единицах М и удлинением

80