Жданов Основы физических процессов 2007

r, см

Рис.9. 13. Радиальный профиль плотности в токамаке при L и H режимах

моды (low confinement), которая была характерна для токамаков с лимитером. В этом режиме профиль плотности скачком перестраивается с образованием значительно большего градиента давления на периферии плазмы, в то время как на меньших радиусах градиент плотности уплощается, приводя к возникновению транспорт-

ного барьера (рис.9.13).

Параметры скрэп-слоя в Н- моде меняются, температура повышается, а поток приносимой плазмой на стенки мощности становится резко неравномерным во времени с периодическими большими выбросами энергии в локализованных на периферии неустойчивостях –

ELM-ах (edge localized mode).

При этом за короткое время масштаба 1 мс в ограниченной зоне, которая соответствует винтовой конфигурации

всплывающей из основной плазмы магнитной силовой трубки, выделяется столько энергии, что, например, возможно локальное оплавление Be тайлов.

§ 59. Реактор ИТЭР

Проектирование термоядерных реакторов началось в семидесятых годах прошлого века, когда на установках были получены данные, позволяющие в какой-то мере экстраполировать их на промышленные электростанции, но, главным образом из-за того, чтобы точнее обозначить те проблемы, которые предстоит решить при создании термоядерной энергетики. В СССР, США, Европе и Японии было предложено несколько проектов, но эффективность работы резко возросла, когда было начато международное сотрудничество в этом деле. Первый детальный международный проект ИНТОР разрабатывался объединенными усилиями команд из тех же стран до середины восьмидесятых. В 1985 году во время визита М.С. Горбачева во Францию наша страна предложила начать меж-

351

дународное сотрудничество не только в проектировании, но и строительстве первого международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР.

ИТЭР является реактором-токамаком, рассчитанным на работу с длительным импульсом тока плазмы, с вытянутым по вертикали сечением плазмы и однонулевым дивертором (рис.9.14). В номинальном индуктивном режиме работы достигается мощность DT-реакции 500 МВт при длительности импульса горения реакции 400 с. При этом в плазму вводится до 100 МВт мощности дополнительного нагрева (ввод через патрубки в камеру пучков быстрых атомов, ВЧ- и СВЧмощности).

Катушки тороидального магнитного поля, центральный соленоид индуктора, внешние по отношению к катушкам тороидального магнитного поля катушки полоидального поля − сверхпроводящие. Использование сверхпроводника позволяет резко снизить необходимую для работы установки мощность. В качестве сверхпроводника полоидальных катушек предусмотрено применение NbTi (который использовался на первом в мире сверхпроводящем токамаке − отечественном Т-7). Для тороидального соленоида будет использован более дорогой Nb3Sn, который сохраняет сверхпроводимость при существенно больших магнитных полях. Тороидальный соленоид из этого сверхпроводника был впервые реализован на токамаке Т-15 в Курчатовском институте. Необходимость охлаждения сверхпроводников жидким гелием при температуре 4 К и обеспечения его термоизоляции предопределила конструкцию Т-15 в виде «вакуумного дома». То есть все элементы электромагнитной системы и разрядная камера помещены в один общий откачиваемый до низкого давления криостат. Именно такая же конструкция использована и в ИТЭР. Криостат представляет собой ребристый цилиндр с плоскими краями диаметром 28 м и высотой 24 м.

Обмотки тороидальных катушек заключены в прочные корпуса и формируют замкнутую силовую структуру, которая выдерживает огромные силовые нагрузки при создании поля и при быстрых изменениях поля тока (при этом в проводящих конструкциях электромагнитной системы возникают «гало» токи, взаимодействие которых с магнитными полями создает силы Ампера (9.7)). На этой механической структуре закреплены полоидальные катушки.

Вакуумная камера представляет собой двухстеночную конструкцию из 9 секторов с D-образным поперечным сечением и также

352

крепится к силовой структуре. Внутри вакуумной камеры расположены модули бланкета (429 шт.), обращенная к плазме поверхность которых покрыта Be, а также 54 заменяемые диверторные кассеты из сплава меди, покрытые вольфрамом. В области максимальной плотности приносимого SOL теплового потока помещены мишени из углеродного (СС) композита. В отличие от металлов при высоких температурах графит не плавится, а возгоняется, поэтому его применение должно повысить время жизни диверторных модулей до очередной замены. Внутрикамерные элементы воспринимают поток тепла и частиц из плазмы и выполняют функцию нейтронной защиты вакуумной камеры и расположенных за ней сверхпроводящих катушек магнитной системы.

Бланкет выполняет три основные функции:

1.отвод энергии нейтронов и потоков тепла, приносимого в основном излучением плазмы;

2.обеспечение защиты вакуумной камеры и сверхпроводящих катушек от потока нейтронов, приводящих к накоплению в материалах радиационных дефектов и, как следствие, снижению их прочностных характеристик;

3.обеспечение пассивной стабилизации плазмы (см.(9.1)).

Внастоящее время в проекте рассматривается только “защитный бланкет”. Однако проект допускает в дальнейшем замену на тритийвоспроизводящие модули.

Для отвода тепла, выделяемого во внутрикамерных компонентах и в вакуумной камере, служит система водяного охлаждения, состоящая из отдельных петель. Она спроектирована таким образом, чтобы исключить попадание в окружающую среду трития и активированных продуктов коррозии.

Система подачи топлива имеет подсистемы инжекции DTгазовой смеси и таблеток (пеллетов) изотопов водорода. В начальной фазе плазменного разряда газообразное топливо низкой концентрации подаётся в вакуумный объём с помощью системы ин-

жекции. Плазма круглого сечения (с радиусом 1 м) инициируется в районе внешнего лимитера на электронно-циклотронном резонансе и затем по мере повышения тока принимает вытянутое сечение с х-точкой, необходимой для диверторной конфигурации. Как

353

0

55 м

10 м

Р

Рис. 9. 14. Поперечное сечение реактора ИТЭР

354

только достигается плато тока плазмы (15 МА для нормального режима работы), плотность плазмы увеличивается с помощью инжекции газа, крупинок топлива или их комбинации одновременно

сдополнительным нагревом и приблизительно через 100 с возникают условия для начала реакции синтеза с термоядерным выходом около 500 МВт.

Предусмотрена система автоматического управления токами в катушках полоидальной магнитной системы, вакуумной откачкой, подачей топлива и необходимых для гашения реакции примесей (N2, Ar), а также системами дополнительного нагрева по сигналам

сдатчиков диагностических систем.

ВИТЭР важнейшей задачей диагностики является надежное измерение параметров, определяющих безопасную работу установки. Вторым приоритетом является измерение параметров, позволяющих оптимизировать режим работы, и приближение к достижению программных целей. Третий приоритет – исследование новых явлений в плазме. Система диагностики включает 45 различных методик, значительная часть которых описана в [Стрелков]

Что касается безопасности, то проект сориентирован, главным образом, на удержании радионулидов, причём остальные функции безопасности рассматриваются с точки зрения работоспособности барьеров удержания. Число «линий защиты» и требования к ним зависят от накопленной радиоактивности при допустимом уровне риска.

Для удержания трития (и активированной пыли, образующейся в камере при взаимодействии плазмы с окружающими элементами) 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.

355

Основные параметры ИТЭР
Мощность, МВт	500 (700)
Отношение термоядерной мощности к мощности	≥ 10
дополнительного нагрева, Q
Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м2	0.57 (0.8)
Время горения плазмы в индуктивном режиме, с	≥ 400
(с периодом 1800 с)
Большой радиус плазмы, м	6.2
Малый радиус плазмы, м	2.0
Ток плазмы, МА	15 (17)
Индукция тороидального магнитного поля
на оси плазмы, Тл	5.3
Объём плазмы, м3	837
Площадь поверхности плазмы, м2	678
Мощность дополнительного нагрева, МВт	73
Средняя электронная плотность, 1019 м-3	10 -14
Средняя температура ионов, кэВ	8.1
Средняя температура электронов, кэВ	8.9

Приведенные параметры «отражают тщательный баланс физических требований по удержанию, управлению и устойчивости плазмы и инженерных ограничений (таких как тепловые нагрузки

иэлектромагнитные характеристики, доступ к внутренним элементам и т.п.) для гарантирования безопасной и надежной работы при разумной стоимости» [Голубчиков].

На рис.9.16, 9.17 показан внешний вид и конструкция реактора

иего расположение в здании (на ¾ под землей) вместе с биологической защитой.

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 всё мировое термоядерное сообщество к рубежу, когда они оказались технически готовы поставить вопрос о сооружении первого в мире исследовательского термоядерного реактора с чертами, присущими энергетическим установкам. Критерием выбора параметров ИТЭР стало

356

обеспечение гарантированного зажигания и стабильного поддержания реакции при минимальной стоимости его сооружения.

В 2002 году разными странами (Канадой, Японией, Испанией, Францией) были предложены площадки для строительства ИТЭР. После трудных переговоров, когда США, Япония и присоединившаяся позже к проекту Южная Корея непременно хотели построить реактор в Японии, а Европа, Россия и Китай, который тоже присоединился к международной команде, настаивали на его сооружении в Европе, в 2006 году было принято окончательное решение о строительстве ИТЭР в Кадараше во Франции. График работ по ИТЭР предусматривает, что реактор будет построен к 2016 году, затем начнется фаза физического пуска и экспериментов с водородной плазмой, полномасштабные эксперименты с дейтерие- во-тритиевым топливом должны начаться в 2020 году. Расчетный срок службы реактора 30 лет. За это время будет спроектирован и построен демонстрационный термоядерный ректор ДЕМО, который должен продемонстрировать возможность реализации и надежной эксплуатации всех термоядерных технологий. Начало коммерческого использования термоядерной энергии в промышленных термоядерных электростанциях ПТЭ планируется к середине века.

Недавно к проекту ИТЭР присоединилась и Индия, поэтому можно уверенно говорить, что большая часть Человечества связывает будущее своей энергетики с управляемым термоядерным синтезом, а его реализация будет происходить в реакторе, созданном на базе изобретенной в России плазменной установки токамак.

357

Рис.9.15. Конструкция международного термоядерного реактора-токамака ИТЭР

358

Список использованной и рекомендуемой литературы

1.Романовский М.К. Элементарные процессы и взаимодействие частиц в плазме. – М.: МИФИ, 1984.

2.Zhdanov S.K., Kurnaev V.A., Pisarev A.A. Lectures on Plasma Physics. M.: MEPhI, 1998.

3.Александров А.Ф., Рухадзе А.А. Лекции по электродинамике плазмоподобных сред. М.: Изд. МГУ, 1999.

4.Фортов В.Е., Якубов И.Т. Неидеальная плазма. М.: Энергоатомиздат, 1994.

5.Физическая энциклопедия \под ред. Прохорова А.М. \, т.2. М.: Советская энциклопедия, 1990.

6.Физические величины. Справочник под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. М.: Энергоатомиздат, 1991.

7.Смирнов Б.А. Физика слабоионизованной плазмы. М.: Наука, 1978. C.132, задача 2.23.

8.Алексеев Б.В., Котельников В.А. Зондовый метод диагностики плазмы. М.: Энергоатомиздат, 1988.

9.Франц-Каменецкий Д.А. Лекции по физике плазмы. - М.: Атомиздат, 1964.

10.Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. - М.: Физматгиз, 1961.

11.Трубников Б.А. Теория плазмы. - М.:Энергоатомиздат, 1996.

12.Лукьянов С.Ю., Ковальский Н.Г. Горячая плазма и управляемый ядерный синтез. М.:МИФИ, 1997.

13.Брагинский С.И. Вопросы теории плазмы. - М.: Атомиздат, 1963. Т.1, С.208-209.

14.Галеев А.А., Сагдеев Р.З. Вопросы теории плазмы. М.: Атомиздат, 1973.

15.Тамм Е.И. Основы теории электричества. М.: Гостехиздат, 1946, с.432.

16.Леонтович М.А., Осовец С.М. // Атомная энергия, 1956, №3.

17.Кадомцев Б.Б. Коллективные явления в плазме. М.: Наука, 1976.

18.Александров А.Ф., Богданкевич Л.С., Рухадзе А.А. Основы электродинамики плазмы. М.: Высшая школа, 1978.

19.Иванов А.А. Физика сильнонеравновесной плазмы. М.:

Атомиздат, 1977. C.11-23.

359

20.Лифшиц Е.М., Питаевский Л.П. Физическая кинетика (Серия: «Теоретическая физика», том Х). М.: Наука, 1979.

21.Кингсеп А.С. Введение в нелинейную физику плазмы. М.: Изд.

МФТИ, 1996.

22.Кадомцев Б.Б. Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций. М.:Изд.АН СССР, 1958.

23.Шафранов В.Д. Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций. М.: Изд.АН СССР, 1958, т.2.

24.Райзер Ю.П. Основы современной физики газоразрядных процессов, Москва, Наука, 1980.

25.Димитров С.К., Фетисов И.К., Лабораторный практикум по физике газоразрядной плазмы и пучков заряженных частиц,

МИФИ, 1989.

26.Арцимович Л.А., Лукьянов С.Ю. Движение заряженных частиц в электрических и магнитных полях. М. 1972.

27.Глазер В. Основы электронной оптики. М. 1957. C.64.

28.Кельман В.М. Явор С.Я., Электронная оптика. М. 1959. C.125.

29.Капцов Н.А. Электроника. М. 1956. C.138.

30.Грановский В.Л. Электрический ток в газах, Москва, 1971.

31.Добрецов Л.Н., Гамаюнова М.В. Эмиссионная электроника. М. 1966.

32.Протасов Ю.С., Чувашев С.Н. Физическая электроника газоразрядных устройств. М. 1992. C.352.

33.Райзер Ю.П. Физика газового разряда. М.: Наука, 1992.

34.Лодзинский Э.Д., Фирсов О.Б. Теория искры. М.: Атомиздат, 1975.

35.Русанов Д., Фридман А.А. Физика химически активной плазмы.

М.: 1984.

36.Энциклопедия низкотемпературной плазмы под ред. В.Е.Фортова. Вводные тома I-IV, М.: Наука, 2000.

37.Морозов А.И. Введение в плазмодинамику. М. ФИЗМАТЛИТ. 2006. C.576.

38.Лебедев Ю.А. Введение в зондовую диагностику плазмы пониженного давления, М.: МИФИ. 2003. C.56. (Серия «Учебная книга по диагностике плазмы»).

39.Стрелков В.С. Физические основы методов диагностики плазмы в токамаке. М.: МИФИ. 2004. C. 88. (Серия «Учебная книга по диагностике плазмы»)

360