Итэр. 
Термоядерный реактор

В обмотках полоидального поля магнитной системы ИТЭР предполагается использовать «кабели в кондуите» крупного сечения, выполненные с применением NbTi сверхпроводников. Они выполняются из многостадийно ствистированных сверхпроводящих стрендов, помещенных в кондуит из нержавеющей стали… Из высокочистых гомогенных NbTi сплавов с применением режимов выдавливания при низких температурах и скорости, изготовлены образцы проводов с диаметром волочения 10 мкм… В процессе данной работы должны быть опробованы различные конструкции проводов диаметром 0,75 мм с диаметром волокон 6−7 мкм, в том числе и с низким коэффициентом заполнения по NbTi сплаву — менее 20%, а с целью уменьшения уровня потерь в конструкцию провода вводятся резистивные барьеры из медно-никелевых сплавов. Для уменьшения потерь на спаривание стрендов в кондуите отрабатывается технология нанесения на поверхность стрендов никелевого покрытия…".

Стационарное количество грязи зависит от соотношения скоростей данных процессов. Но при ограниченной скорости подметания — а она всегда ограниченна — действительно имеет смысл уменьшить скорость загрязнения. Для токамака чистота плазмы — вопрос ее, плазмы, жизни и смерти: примеси прекращают реакцию горения. Попадают они в плазму со стенок тора (запускаемые в объем рабочие вещества можно очистить). А стенка камеры работает в таких хороших условиях, что проблема ее изготовления получила собственное имя: «проблема первой стенки». Ибо все, что лезет из плазмы, — нейтроны, протоны, ионы и излучение от инфракрасного до гамма-излучения — все достается ей. В результате стенка разрушается, то есть просто перестает существовать, а по ходу дела все продукты разрушения попадают в плазму. Решения проблем стойкости и «невредности» находятся, увы, в противоположных направлениях. Ибо чем тяжелее ион, тем он вреднее (допустимые концентрации тантала и вольфрама в сто раз меньше, чем углерода), а большинство стойких материалов создано именно на основе тяжелых металлов. Одно время большие надежды возлагались на углеродные материалы и композиты на основе карбидов, боридов и нитридов. Рассматривались пористые и профилированные (с ребрами или иглами) стенки. И вообще, трудно сказать, что не рассматривалось, но в итоге сейчас выбран бериллий.

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 D 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.

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 JFTII (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.

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.

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 и плотностью тока около 2 кА — одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.

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.

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.

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. 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. 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.

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- 130 см. Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от излучения.

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.

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.

В АО «ВНИИНМ» начался очередной цикл верификационных измерений Nb3Sn стрендов, изготовленных на АО «ЧМЗ» для создания магнитной системы Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER).

В его рамках измеряют следующие свойства NbTi и Nb3Sn стрендов: критический ток, параметр n, параметр RRR, диаметр, толщину хромового и никелевого покрытия, шаг и направление скрутки, отношение медь/(не медь). Работа ведется квалифицированными специалистами на современном оборудовании по методикам, прошедшим аттестацию для использования в атомной отрасли.

Начиная с 2010 года специалисты АО «ВНИИНМ» на регулярной основе проводят верификационные измерения свойств стрендов, изготовленных на АО «ЧМЗ». Несмотря на то, что производство сверхпроводящих стрендов для ITER завершилось в конце 2014 года, специалисты АО «ВНИИНМ» будут проводить их верификационные испытания в течение всего 2015 года.