Токамаки прошли много этапов развития. При этом изменялась как конструкция самих установок, так и их функционирование (рис. 10.5.10). На рис. 10.5.106 изоб- ражена схема первых токамаков, а на рис. 10.5. Юг схема современных токамаков. Типичные параметры тех и других приведены в таблице 10.2. Общим для обеих схем являются: 1 — тороидальная вакуумная камера, которая наполняется рабочим газом (обычно водородом или дейтерием) при давлении ~ 10~3Тор); 2 — катушки, создающие в камере продольное (азимутальное) магнитное поле на- пряженностью ~ B0—50) кЭ; 3 — перемагничиваемый железный сердечник, создающий в камере вихревое элек- трическое поле, обеспечивающее пробой в холодном газе, находящемся в ка- *) В настоящее время исследования Торнадо ведутся под руководством К. Б. Абрамовой. 1) Основным организатором работ по ИТЭР'у является академик Е. П. Велихов. 10.5. Проблема управляемого термоядерного синтеза (УТС) 539 н <? б* Рис. 10.5.9. а — галатея Иошикавы; б — галатея Висконсинского Университета; в — галатея "Торнадо"; г — схема лабораторной модели ловушки-галатеи "Диполь": 1 — левитирующее кольцо с током A,24 МА), 2 — "поддерживающий" виток @,3 МА), 3 — горячая электронная плазма; а*, б*, в* — представлены схематические изображения соответствующих установок мере, и появление в ней тока, который выполняет две очень важные функции. Во-первых, благодаря ему продолжается ионизация газа и нагрев образую- щейся плазмы до Ti ~ Те порядка нескольких сот эВ. Во-вторых магнитное поле этого тока обладает полоидальными (Hr, Hz) компонентами, благодаря чему замкнутые — в идеале, магнитные силовые линии азимутального поля "размыкаются" — превращаются в спирали и образуют вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности. Тем самым появляется магнитная кон- фигурация, снимающая "тороидальную" поляризацию и способная удерживать плазму. Возможность простым способом осуществить сразу и нагрев плазмы, и ее удер- жание было продемонстрировано в 1969 году Л. А. Арцимовичем на международной конференции МАГАТЭ в Новосибирске и вызвало бурную "токаматизацию" термо- ядерных исследований во всем мире. 540 Гл. 10. Примеры современных плазменных технологий Рис. 10.5.10. Схемы и фотографии токамаков: а — первая тороидальная система, созданная в ИАЭ; б — токамак Т-3; в — токамак JET, г — проект токамака ИТЭР Однако последующие исследования, теперь уже во всем мире, показали, что все не так просто. Все это и нашло отражение в конструкциях и схемах функциониро- вания токамаков в последующие годы. Первое, что обращает на себя внимание — это существенное увеличение размеров установок. А ведь JET, наиболее крупный из действующих токамаков, построенный Европейским сообществом в Англии — это экспериментальная установка, на кото- рой не были получены стационарно термоядерные параметры даже при работе на DT. Ещё более крупным является по международному проекту токамак ИТЭР со стационарно 0 идущей термоядерной реакцией на DT, где пока не предполагается 1) Точнее короткими рабочими стадиями длительностью ~ 1000 с. 10.5. Проблема управляемого термоядерного синтеза (УТС) 541 Таблица 10.2 1 2 3 4 5 Наименование установки. Страна Токамак Т-3 (СССР) Токамак Т-10 (СССР) JET (Европейское сообщество) JT-60 (Япония) Проект ИТЭР (Международный) 1) год ввода - 1965 1975 1983 1987 - Rm, M 1 1,5 3 3 8,1 а/Ъ, см 25/25 78/78 125/210 190/190 240/450 Но, Тл — 5 3,5 4,5 5,7 Нагрев плазмы омический нейтральная инжекция - //- - и- самоподдер- живающиеся R — радиус магнитной оси системы, а и Ь — диаметры сечения плазменного шнура по г и z, Но — максимальная напряженность азимутального поля на магнитной оси камеры. зажигания, т. е. разогрев вводимого в реактор холодного топлива а-частицами, обра- зующимися при реакции. Второе принципиальное различие — это способ получения нужных термоядер- ных температур. В ранних токамаках вся надежда была на джоулев нагрев током, текущим в плазме. Однако этот метод становится малоэффективным при больших толщинах плазменного объёма и при высокой проводимости плазмы, которая растёт 3/2 ~ Те' и уже при Те « 1 кэВ равна проводимости меди. Оценки и эксперимент показывают, что предел джоулева нагрева как раз Те ~ \ кэВ, а надо иметь Ti ~ ~ Те ^ ЮкэВ в случае DT реакции. Ясно, что нужны неджоулевы методы нагрева плазмы. Как отмечалось в разде- ле 10.1, сегодня используют два метода: электронно-циклотронный резонанс (ЭЦР) и инжекции быстрых нейтралов. Следующим очень важным различием ранних и современных токамаков явля- ется время поддержания в них азимутального тока. Естественно, что без соответ- ствующей ЭДС в плазменном тороиде ток будет затухать в течение сравнительно короткого скинового времени (< 1ч. для промышленных токамаков). Но допустить это в промышленном реакторе нельзя, т. к. при этом "первая" стенка токамака будет работать в условиях переменных тепловых нагрузок, что резко сократит срок службы токамака-реактора, не говоря уже о'других отрицательных последствиях такой периодической работы. Поэтому были приложены большие усилия, чтобы найти наиболее простые и эффективные методы поддержания тока. Такими методами оказались те же, что нужны для нагрева плазмы. Это прежде всего касательная инжекция нейтралов, которые, ионизуясь, дают ионный ток, поскольку электро- ны "запутываются" в магнитном поле и в целом останавливаются. Другой метод электронно-циклотронного резонанса (ЭЦР) основан на использовании, как средства создания, потока электронов. Оба эти метода были опробованы и подтвердили свою эффективность. Следует отметить, что имеется еще один метод поддержания тока в шнурах, хотя он в нужной степени это осуществляет только в условиях классических переносов. Суть в том, что, благодаря диффузии, плазма от оси шнура движется к периферии поперёк магнитного поля и тем самым создается ЭДС, которая и поддерживает ток. Таким образом достаточно инжектировать рабочее вещество на ось шнура, а оно, вы- ходя на периферию, будет поддерживать ток. Экспериментально на токамаках таким 542 Гл. 10. Примеры современных плазменных технологий путем (этот эффект называют "бутс-трепом" — "зашнуровкой") удалось увеличить время сохранения тока в шнуре на ~ 30%. Принципиальная возможность самоподдерживания тока в плазменном шнуре за счет диффузии плазмы в собственном магнитном поле шнура можно пояснить на простой одномерной модели. Пусть в слой толщиной L при х = 0 непрерывно поступает плазма с плотностью потока i> = nv = const. A0.5.5a) В силу стационарности и уравнения непрерывности поток i> сохраняется во всем объёме слоя. Три другие уравнения (Эйлера, закон Ома и уравнение Максвелла) при Те = 0 и Ti = const имеют вид: Щп+^- = ^-\ к = _^; j _сдН (ю.5.56) отг отг а с 4тг ох Здесь учтено, что электрическое поле отсутствует. Выразив п, v, г через Н, получаем простое уравнение дН uHSirkTi л Я л uSirkT ,Лпrr^ уш = — = i/m6—2 5 0 = . A0.5.6а) Отсюда находим Я02 In -^ + Н\Н = Ох. A0.5.66) Сществование стационарного решения в данном случае и означает существование бутстрепа. Следующее важное отличие ранних и современных токамаков связано с пробле- мой загрязнения рабочей (горячей) зоны плазменного объёма тяжелыми частица- ми, поступающими со стенок благодаря воздействию на них плазмы и излучений. В первых моделях это взаимодействие ослаблялось благодаря постановке в камеру диафрагм, которые ограничивали поперечный размер шнура, и, за исключением узкой зоны контакта шнура с тонкой диафрагмой, отрывали его от стенок. В современных токамаках контакт рабочей зоны со стенкой предотвращается с по- мощью, так называемого "дивертатора", предложенного еще в 50-х годах прошлого века Л. Спитцером (США). Его суть сводится к тому, что с помощью проводника, расположенного вне камеры, ток в котором совпадает по направлению с током в плазменном шнуре, магнитные силовые линии, прилегающие к первой стенке, выводятся из камеры, где они пересекают "диверторные" пластины (рис. 10.5.Юг). Примеси, идущие от стенки, а также плазма, диффундирующая из рабочей зоны наружу, войдя в магнитный поток дивертора, выходящий наружу, быстро стекают на диверторные пластины, расположенную вне камеры, где они, так или иначе, связываются. В частности, газообразные продукты откачиваются насосами. Дивертор хорошо виден на схеме ИТЭР'а. О важном отличии методов стабилизации положения плазменного шнура в камере в старых и новых токомаках говорится в разделе 8.5, и здесь мы не будем на этом останавливаться. Ещё одно существенное отличие старых и новых токомаков связано с выбором материала для "первой" стенки камеры, находящейся в непосредственном контакте с плазмой. Первоначально это была нержавеющая сталь, однако она обладает суще- ственным недостатком. Входящие в нее атомы железа и никеля, попадая в рабочий объём, ионизуются в горячей плазме до Z ~ 20 и тем самым резко увеличивают потери на тормозное излучение, поскольку они растут ~ Z2. А значит, уровень 10.5. Проблема управляемого термоядерного синтеза (УТС) 543 примесей в рабочей зоне должен быть < 0, 1 %, чтобы не превосходить тормозное излучение водорода. Поэтому поверхность первой стенки должна быть сделана из Li или Be. В частности, первая стенка JET покрыта бериллием. Всё сказанное выше даёт некоторое представление о многообразии проблем, которые приходится решать. А к этому надо добавить разработку адекватных систем нагрева плазмы и ввода рабочего вещества, систем диагностики, способных работать в условиях мощных потоков нейтронов и 7"излУчении- Необходимо также создать комплекс роботов, способных ремонтировать такой реактор, а также систему генера- ции трития, которого нет в природе в заметных количествах и т.д. Генерацию трития сейчас предполагается осуществить с помощью "бланкета" ("одеяла"), который окружает со всех сторон камеру с плазмой. Толщина бланкета ~ 1 м, а внутри него находится в той или иной форме литий (Li), который пере- хватывает нейтроны, образующиеся при слиянии D и Т. В результате в бланкете происходит реакция с образованием трития Тритий откачивается и поступает, так или иначе, в зону реакции. Мы перечислили принципиальные конструктивные разработки, которые были выполнены за прошедшее время. Естественно, был выполнен огромный объём экс- периментальных, теоретических и численных исследований. Однако пока нельзя сказать, что все ясно. Это видно хотя бы по тому, что в основе проектирования круп- ных установок лежат скейлинги, о которых говорилось в главе 5, а не бесспорные теоретические модели. Заканчивая краткий обзор основных достижений за прошедшие почти 50 лет изучения и совершенствования токамаков отметим, что же дали эти работы с точки зрения конечной цели — создания стационарного промышленного реактора синтеза на DT-смеси. Сейчас нет проблем с нагревом электронов до нескольких десятков кэВ. Инжек- ция нейтралов позволяет получать потоки частиц с энергией до A— 2) МэВ. Однако при нужных значениях плотности (п ~ 1014см~3) и температуры Т^ ~ ~ Те ~ ЮкэВ пока не удается получить нужные времена удержания те. Тем не менее уже продемонстрирована возможность получения на токамаках достаточно мощного ядерного энерговыделения. Лучшее, что было сделано, так это на JET, где в течении нескольких секунд была получена на смеси DT мощность реакции ~ 17 МВт. А что дальше? Предположим, что дальнейшее изучение токамаков, в том числе ИТЭР, не принесет принципиальных трудностей, и поэтому затраты времени на развитие токамак-энергетики будут минимальны. По предварительным оценкам собственно строительство ИТЭРа потребует около 10 лет. Порядка 5 лет потребуется на освоение этой установки и ввода ее в режим. Предполагается, что полномасштабные испы- тания с использованием трития займут около 10 лет. Однако эти испытания будут проводиться относительно короткими импульсами ~ 1000с, т.е. перед ИТЭРом не ставится задача непрерывной длительной работы. Вскоре после выяснения основных особенностей работы ИТЭРа должна быть спроектирована и создана установка ДЕМО, параметры которой близки к ИТЭРу, но которая должна будет работать в ре- жиме непрерывного горения дейтериево-тритиевой смеси, нагреваемой а-частицами, образуемыми после реакции. Этот реактор будет работать в циклическом режиме, при этом время непрерывной работы ~ 1 —10 дней. Общее время работы ДЕМО предполагается ~ 8 лет без смены элементов. Заметим, что термоядерная мощность ДЕМО предполагается равной 2,44 ГВт. Взяв для ориентировки 10 лет для создания 544 Гл. 10. Примеры современных плазменных технологий и изучения ДЕМО, мы видим, что потребуется 35-40 лет для того, чтобы приступить к созданию серийных промышленных электростанций на базе токамаков. А это ещё потребует минимум 10 лет. Так пройдёт около 50-ти лет, и вполне естественно, что целый ряд стран, не вошедших в свое время в программу ИТЭР, будет искать свои пути решения термоядерной проблемы, а здесь имеются большие возможности. Прежде всего, это непрерывно растущая мощность компьютеров, что позволит су- щественно сократить время на эксперименты. Далее: токамаки имеют — особенно в перспективе, два существенных недостатка. Во-первых, токамаки, имея малое /3, порядка 5%, ориентированы сейчас на работу с D-T смесью, что соответствует, как мы уже говорили, температуре ~ ШкэВ и пте ~ 1014см~3с. В то же время, программа УТС в свое время развивалась под знаменем реакции D-D, основанной на дейтерии, находящемся в обычной воде. Но переход на D-D реакцию потребует температуры ~ 50кэВ и пте ~ 1015см~3с. Если учесть, что сегодня B005 г.) не достигнуты нужные параметры даже для D-T реакции, то ясно, что вероятность создания токамаков, использующих D-D реакцию ничтожно мала. Но этого мало. В токамаках и стеллараторах плазма погружена в сильное магнитное поле. При температуре эллектронов ~ E0—60) кэВ и наличии сильного магнитного поля резко возрастает синхротронное излучение, и это, скорее всего, и будет непреодолимым препятствием для ловушек с C <С 1. Поэтому термоядерные реакторы на D-D должны иметь C ^ 1, т.е. в основном объёме плазмы магнитное поле должно практически отсутствовать. Иными словами, если речь идет о ловушках с магнитным удержанием, это должны быть магнитные баллоны, а не ловушки с малым /3. Второй причиной, стимулирующей поиск новых схем термоядерных реакторов, является явное несоответствие между параметрами ИТЭРа и принципиально воз- можными параметрами ловушек с /3 = 1 и классическими переносами при тех же Т и пте. Известно, что рано или поздно технические устройства в своей эволюции выходят на физический предел. Естественно ожидать, что такой же выход на предел (/3 ~ 1, классические переносы) произойдет и в случае систем УТС еще до момента превращения ДЕМО в промышленные системы.
Ви переглядаєте статтю (реферат): «Токамаки» з дисципліни «Введення в плазмодінаміку»
