CC BY
29(HeV — ® ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
THERMONUCLEAR ENERGY
МЕЖДУНАРОДНЫЙ ПРОЕКТ ТЕРМОЯДЕРНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ИТЭР INTERNATIONAL PROJECT OF THERMONUCLEAR FUSION REACTOR, ITER
Статья поступила в редакцию 21.05.12. Ред. рег. № 1337 The article has entered in publishing office 21.05.12. Ed. reg. No. 1337
PACS 52.55.Fu, 52.54.Hq
ИССЛЕДОВАНИЯ ПО УПРАВЛЯЕМОМУ ТЕРМОЯДЕРНОМУ СИНТЕЗУ В ФТИ ИМ А.Ф. ИОФФЕ
В.К. Гусев, М.П. Петров
Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН 194021 Санкт-Петербург, ул. Политехническая, д. 26 Тел. +7-812-2973973, факс -7-812-2975416, E-mail: Vasily.Gusev@mail.ioffe.ru
Заключение совета рецензентов: 22.05.12 Заключение совета экспертов: 23.05.12 Принято к публикации: 24.05.12
Дается краткий обзор исследований по управляемому термоядерному синтезу, проводимых в Физико-техническом институте им. А.Ф. Иоффе РАН. Приводятся основные данные систем диагностик плазмы в состоянии термоядерного горения, разрабатываемых для экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. Кратко обсуждаются результаты исследований на первом российском сферическом токамаке Глобус-М и других сферических токамаках. Рассматривается возможность использования модернизированного токамака Глобус-М2 как прототипа компактных термоядерных источников нейтронов, которые могут использоваться в системах синтез-деление.
Ключевые слова: токамак, термоядерный реактор, диагностика плазмы, сферический токамак, компактный источник термоядерных нейтронов, гибридная схема.
CONTROLLED FUSION RESEARCH AT THE IOFFE INSTITUTE
V.K. Gusev, M.P. Petrov
Ioffe Physical-Technical Institute of the Russian Academy of Sciences 26 Polytechnicheskaya str., St.-Petersburg, 194021, Russia Tel.: +7-812-2973973, fax: -7-812-2975416, E-mail: Vasily.Gusev@mail.ioffe.ru
Referred: 22.05.12 Expertise: 23.05.12 Accepted: 24.05.12
The controlled fusion research at the A.F. Ioffe Physical-Technical Institute, Russian Academy of Sciences, is briefly reviewed. The main characteristics of systems for "burning" fusion plasma diagnostics, developed for the international thermonuclear reactor ITER, are presented. Results of experiments performed with the first Russian spherical tokamak Globus-M and other spherical tokamaks are briefly discussed. The possibility of using the modernized Globus-M2 tokamak as a prototype compact fusion neutron source for hybrid fusion-fission systems is considered.
Keywords: tokamak, fusion reactor, plasma diagnostics, spherical tokamak, compact fusion neutron source, hybrid reactor.
Сведения об авторе: член ученого совета Отделения физики плазмы, атомной физики и астрофизики ФТИ РАН, член большого ученого совета ФТИ РАН, эксперт издательства IOP (журналы Plasma Physics & Controlled Fusion, Nuclear Fusion), эксперт Росатома РФ, член секции № 6 «Управляемый термоядерный синтез и новые энерготехнологии» научно-технического совета Госкорпорации «Росатом». Лауреат премии Правительства РФ в области науки и техники. В настоящее время возглавляет коллектив ученых, работающих по тематике управляемого термоядерного синтеза на созданном под его руководством первом российском сферическом токамаке Глобус-М. После осуществления физического пуска токамака в 1999 г. на токамаке Глобус-М был получен ряд выдающихся результатов, многие из которых впервые в мире. Публикации: более более 150 докладов и статей.
Гусев
Василий Константинович
А-Л
Михаил Петрович Петров
Сведения об авторе: руководитель Отделения физики плазмы, атомной физики и астрофизики ФТИ им. А.Ф. Иоффе РАН, профессор, д-р физ.-мат. наук, лауреат двух Государственных премий СССР.
Область научных интересов: физика горячей плазмы, управляемый термоядерный синтез и диагностика плазмы.
Участвовал в разработке методов и аппаратуры для диагностики плазмы по выходящим из плазмы нейтральным атомам, в применении этих методов и аппаратуры на советских токамаках Т-2, Т-3, ТМ-3, Т-6, Т-10 в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. С помощью диагностической аппаратуры, разработанной под его руководством в ФТИ им. А.Ф. Иоффе, участвовал в исследованиях плазмы в ведущих зарубежных термоядерных центрах на стеллараторе «Ван-дельштейн-7» (Германия), токамаке JET (Великобритания), токамаке TFTR (США) и др. В результате этих работ были установлены важные закономерности нагрева и потерь энергии ионами плазмы в токамаках и стеллараторах, в том числе установлено классическое поведение термоядерных альфа-частиц в дейтерий-тритиевых экспериментах. В настоящее время руководит работами по созданию трех диагностических систем (анализ потока атомов из плазм, Томсонов-ское рассеяние света лазера в диверторе и гамма-диагностика), разрабатываемых в ФТИ им. А.Ф. Иоффе для Международного термоядерного реактора ИТЭР.
Потребности человечества в электроэнергии растут темпами, близкими к темпам роста ВВП, или даже опережают их. Очевидно, что дальнейший рост производства электроэнергии должен быть связан с производством т. н. «чистой» энергии, т. е. с таким производственным циклом, при котором не происходит сжигания органического (минерального) топлива и не образуются опасные выбросы (С02, SO2, N0* и т.д.), загрязняющие атмосферу. Необходимо искать альтернативу не только тепловым электростанциям, но и классической ядерной энергетике, особенно в сейсмоопасных районах.
На сегодняшний день хорошо известно несколько альтернативных источников производства электроэнергии, их еще называют возобновляемыми источниками энергии (ВИЭ). Все они так или иначе связаны с энергией излучения солнца (солнечная энергетика, ветроэнергетика, «биомассовая» энергетика) или энергией гравитации (движения космических тел) - приливные, волновые электростанции и даже небольшие ГЭС. К этому списку можно добавить геотермальные электростанции, но они имеют ограниченное природой распространение.
Что же остается из дополнительных источников «чистой» энергии? Если исключается классическая ядерная энергетика, т. е. получение энергии за счет реакции деления тяжелых ядер в классических ядерных реакторах с регулируемой реактивностью или реакторах на быстрых нейтронах, то остается только энергия термоядерного синтеза легких изотопов водорода. В чем преимущество такого способа получения энергии? Основное и неоспоримое преимущество - это использование огромной теплотворной способности реакции синтеза изотопов водорода (например, реакции синтеза Б + Т), превосходящей примерно в 10 миллионов раз энергию, выделяющуюся от сгорания неорганического топлива, что решает все проблемы топлива для электроэнергетики на тысячелетия. Например, в 45 л обычной воды (ис-
точник дейтерия) и в одной батарее от ноутбука, содержащей литий (источник трития), заключено энергии около 200 000 кВт ч, т. е. столько же, сколько получается при сжигании 40000 т угля! При этом не образуются долгоживущие радиоактивные отходы и в принципе невозможна крупномасштабная авария, т. к. в реакторе одномоментно находится только лишь несколько граммов газообразного топлива. Эффективная реакция синтеза возможна в различных реакторах. Мы рассматриваем в этой статье токамаки, изобретенные в СССР, которые, пройдя почти полувековой путь развития, ближе всего подошли к термоядерному реактору. Важным шагом на этом пути явилось завершение рабочего проектирования и начало строительства международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР 1 , модель которого показана на рис. 1.
Рис. 1. Модель международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР Fig. 1. Fusion international experimental reactor ITER model
International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology № 05-06 (109-110) 2012
© Scientific Technical Centre «TATA», 2012
ИТЭР будет введен в эксплуатацию в 2019 г. Далее в течение 20-25 лет планируется создать демонстрационный термоядерный реактор и уже только после этого приступить к сооружению опытной термоядерной электростанции.
Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе активно участвует в работах по ИТЭР. Институт является одним из мировых лидеров по развитию методов диагностики горячей плазмы. В ФТИ создаются три диагностических системы для ИТЭР. Во-первых, это система, работа которой основана на анализе нейтральных атомов, испускаемых плазмой [2]. Она предназначена для решения важнейшей проблемы, заключающейся в необходимости контроля изотопного состава термоядерного топлива. В ИТЭР будет использована реакция ядерного синтеза ионов дейтерия и трития Б+ + Т+ = 4Ие2+(3,5 МеУ) + + п(14,3 МеУ). При этом удерживаемые в плазме
ионы 4Ие2+ (альфа-частицы) отдают свою энергию плазме, обеспечивая самоподдерживаемое термоядерное горение, а нейтроны выносят энергию наружу, где она утилизируется. В процессе работы реактора нужно поддерживать соотношение концентраций дейтерия и трития 1:1 для получения наиболее эффективного термоядерного горения. Это соотношение измеряется с помощью так называемых атомных анализаторов, которые регистрируют потоки атомов дейтерия и трития, испускаемые плазмой. По соотношению потоков атомов дейтерия и трития, измеренному вне плазмы, можно определять отношение концентраций ионов дейтерия и трития внутри плазмы и тем самым контролировать качество термоядерного топлива. Диагностическая система, основанная на анализе нейтральных атомов, показана на рис. 2.
Рис. 2. Тандемная система анализаторов нейтральных частиц HENPA и LENPA Fig. 2. Tandem assembly of neutral particle analyzers HENPA and LENPA
Система включает в себя два атомных анализатора: анализатор ИБКРЛ на диапазон энергий атомов 0,1-4 МэВ и ЬБ№Л на диапазон 10-200 КэВ.
Вторая диагностическая система, создаваемая в ФТИ, основана на спектральных измерениях излучения, рассеянного на электронах плазмы в диверторе ИТЭР [3]. Дивертор - это устройство, расположенное в нижней части плазменной камеры ИТЭР и предназначенное для очистки поверхностных слоев плазмы от поступающих в нее примесей. Дивертор является наиболее критическим элементом реактора. На пластины дивертора поступают потоки плазмы с мощностью в несколько МВт/м2. Необходимо контролировать эти потоки. Иначе, если их мощность превысит критическую величину 10 МВт/м2, произойдет разрушение дивертора. Для контроля этой величины поток плазмы в дивертор просвечивается
лучом лазера, и по спектру излучения, рассеянного на электронах плазмы, определяется ее температура и плотность, а следовательно, поток мощности в ди-вертор. Эта система имеет первостепенное значение в качестве одной из мер защиты реактора от аварий.
Третья диагностическая система, разрабатываемая в ФТИ для ИТЭР, основана на регистрации гамма-излучения, появляющегося в результате снятия возбуждения ядер в процессе ядерных реакций в плазме [4]. Это позволяет получать информацию об удержании альфа частиц, образующихся в результате реакции синтеза и поддерживающих горение термоядерной плазмы. Для таких измерений планируется использовать ядерную реакцию альфа-частиц с ядрами бериллия (основная примесь в плазме ИТЭР) 9Ве(4Ие,п )12С (гамма линия 4,44 МэВ). В настоящее время завершено концептуаль-
ное проектирование диагностик, созданы и испытаны прототипы и началось техническое проектирование и изготовление аппаратуры.
Как уже говорилось выше, предстоит долгий путь от ИТЭР к промышленной (опытной) термоядерной электростанции. Какие основные трудности нужно преодолеть на этом пути? Прежде всего, это трудности, связанные с первой стенкой реактора, которые в значительной мере должен решить ИТЭР. Кроме этого, ИТЭР дорог, и для превращения экспериментального реактора в коммерчески выгодный нужно снизить его стоимость (или, как говорят, стоимость установленной мощности) по крайней мере в 10 раз. Необходимо также упростить конструкцию реактора и увеличить его КПД для снижения стоимости вырабатываемой энергии.
Физико-технический институт проводит исследования на токамаках в течение 30 лет. В ФТИ работают 3 токамака. Один из них, ФТ-2, - это малый, классический токамак с большим аспектным отношением (отношение большого радиуса тора к малому, А = Я/а ~ 5). Другой, больший по размерам плазмы, ТУМАН-3М - это токамак со средним аспект-ным отношением, А = 2,5. И Глобус-М - токамак с малым аспектным отношением, А = 1,5. На токама-ках ФТИ проводятся исследования как в поддержку проекта ИТЭР, так и по широкому спектру фундаментальных проблем магнитного удержания термоядерной плазмы.
Среди установок магнитного удержания плазмы одной из наиболее привлекательных разработок по своей простоте, а также физическим характеристикам являются сферические токамаки (СТ), или тока-маки с малым аспектным отношением. Прежде всего отметим их компактность. СТ представляет собой сжатый к оси симметрии (без изменения малого ра-
диуса плазмы) обычный токамак. Это не меняет топологию системы (система остается принципиально двумерной с осью аксиальной симметрии). Поэтому базовые свойства удержания частиц и устойчивости плазмы не должны сильно измениться. С другой стороны, такая деформация исходно «пологого» тора приводит к появлению эффектов, связанных с увеличением кривизны силовых линий магнитного поля (сильная тороидальность), и более сильному проявлению т. н. неоклассических эффектов, также связанных с неоднородностью магнитного поля в торе. Еще в начале 70-х гг. прошлого века в работе [5] было показано, что относительное давление плазмы при постоянном магнитном поле возрастает при уменьшении аспектного отношения по крайней мере как НА. Позже в работе [6] было показано, что в случае малого аспектного отношения давление плазмы растет значительно быстрее, чем НА. Численные расчеты равновесия, проведенные в работе [7], помогли сформулировать основные преимущества СТ.
Всего в мире в 1992-2002 годах было построено около 20 СТ. Это очень небольшое число, если сравнить его с числом обычных токамаков, активно эксплуатируемых еще несколько лет назад (более 200 установок). Тем не менее, за короткий период эксплуатации СТ совершили гигантский скачок в достигнутых параметрах плазмы, так, плотность плазмы выросла втрое, относительное давление плазмы выросло в 10 раз, а температура - более чем в 10 раз. Наиболее крупные и мощные СТ по своим параметрам вплотную приблизились к ведущим токамакам мира. В настоящее время в мире эксплуатируются три таких токамака: NSTX (США), MAST (Великобритания) и Глобус-М (Россия) (рис. 3). Их параметры приведены в таблице.
NSTX MAST Глобус-М
Рис. 3. Сферические токамаки слева направо: NSTX, MAST, Глобус-М Fig. 3. Spherical tokamaks from left to right: NSTX, MAST, Globus-M
International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology № 05-06 (109-110) 2012
© Scientific Technical Centre «TATA», 2012
Основные характеристики сферических токамаков с сетевыми источниками питания, оснащенных системами дополнительного нагрева плазмы Main features of spherical tokamaks supplied with power from national grids and equipped with plasma auxiliary heating systems
Параметр Установка
NSTX MAST Глобус-М
Аспектное отношение ~1,3 ~1,4 ~1,5
Вытянутость 2,7 2,5 2,2
Треугольность 0,8 0,5 0,4
Большой радиус, м 0,85 0,85 0,36
Ток плазмы, МА 1,5 1 0,3
Тороидальное магнитное поле, Тл < 0,6 < 0,62 < 0,6
Дополнительный нагрев NBI (90 кэВ) 7 МВт RF (30 МГц) 6 МВт NBI (60 кэВ) 3,8 МВт RF (69 МГц) 1,4 МВт NBI (30 кэВ) 1,2 МВт RF (10 МГц) 0,5 МВт
Как видно из рис. 3 и таблицы, токамаки различаются по своей конструкции, параметрам и методам дополнительного нагрева плазмы, хотя базовым на всех установках является нагрев с помощью пучка нейтральных атомов. Так, на токамаке NSTX плазма имеет большую вертикальную вытянутость и больший ток, токамак MAST разместил все обмотки внутри вакуумной камеры, что увеличило их быстродействие, а токамак Глобус-М обладает самой высокой плотностью плазменного тока и очень близко расположенной стенкой, оказывающей стабилизирующее воздействие. Поэтому программы исследований в значительной степени дополняют друг друга. Результаты исследований, проведенных в последнее десятилетие, подтвердили основные теоретические преимущества концепции СТ. Так, например, на всех токамаках была получена плазма с очень высокой МГД устойчивостью и плотностью плазмы, которая достигла в NSTX и на Глобусе рекордной величины около 1,5 1020 м-3 [8]. Были подтверждены и другие преимущества, такие как высокое относительное давление плазмы (еще на токамаке START, ныне не эксплуатируемом). Также было доказано, что другие характеристики СТ по крайней мере не хуже, чем у классических. Если посмотреть на результаты экспериментов со стороны, то заметно, что сильный прогресс в параметрах плазмы замедлился, несмотря на проведенные подробные физические исследования поведения как основной плазмы, так и популяции быстрых частиц, возникающих при нагреве плазмы [9-11]. В настоящий момент все три ведущих СТ подошли к периоду своей модернизации, которая в значительной мере связана с увеличением тороидального магнитного поля. Для токамака Глобус-М2, который является геометрическим аналогом Глобус-М, были проведены модельные расчеты, базирующиеся на экспериментально найденных зависимостях, но магнитное поле и ток в расчетах были увеличены в 2,5 раза. Численное моделирование пока-
зывает, что при этих условиях ионная и электронная температура в Глобусе-2М вырастет в несколько раз и перейдет в кэВ-ный диапазон при очень большой плотности плазмы, близкой к 1020 м-3. Рост магнитного поля и тока плазмы не только существенно (в разы) увеличит параметры плазмы, как это напрямую следует из расчетов, но и создаст лучшие условия для применения других методов нагрева и генерации тока без помощи электромагнитных обмоток. Проделанные теоретиками ФТИ расчеты по генерации тока увлечения с помощью нижнегибридных волн [12] демонстрируют практически полное замещение индукционного тока током, разгоняемым ВЧ волнами в плазме. Кроме этого, заметно улучшаются условия поглощения ионно-циклотронных волн в частотном диапазоне основной гармоники, что должно привести к увеличению эффективности нагрева плазмы [13]. Увеличение магнитного поля должно также уменьшить влияние полей ошибок на параметры плазмы и улучшить ее устойчивость.
Предварительные расчеты нагрева плазмы в Гло-бус-М2, проработка конструкции электромагнитной системы (ЭМС), а также начало изготовления элементов ЭМС дают основания полагать, что через 1,52 года возможен ввод в эксплуатацию модернизированного токамака Глобус-М2 с улучшенными параметрами, лежащими в области параметров, близких к области компактных источников термоядерных нейтронов. Что это за источники и для чего они нужны? Как следует из названия, это компактная термоядерная установка, производящая нейтроны, которые могут быть использованы в различных областях человеческой деятельности - от медицины до материаловедения. Область применения зависит от мощности потока нейтронов. При мощности потока, которую можно получить на установке с размерами Глобус-М2, а это, видимо, ~1 МВт, или ~4 1017 1/с, возможно использование таких генераторов в гибридных схемах ядерных реакторов. Имеются в виду
схемы умножения нейтронного потока с помощью бланкета из делящегося вещества, окружающего компактный генератор термоядерных нейтронов. Такие схемы рассматриваются уже не первое десятилетие, имеются наработанные решения по бланкету [14], они дают коэффициент усиления потока нейтронов около 10, абсолютно безопасны, т.к. работают в подкритическом режиме и имеют хорошую перспективу с точки зрения энергетического приложения. С помощью больших по размеру и мощности, но принципиально тех же устройств возможна наработка топлива для ядерных реакторов и трансмутации минорных актинидов (из-за очень большой энергии термоядерных нейтронов трансмутация очень эффективна), что необходимо для замыкания топливной цепочки реакторов деления, где они могут быть использованы вместо реакторов на быстрых нейтронах. В последнее время разработкой таких схем начали активно заниматься ученые из КНР, а также и западные ученые, которые рассматривают их как реальную альтернативу чисто энергетическому термоядерному реактору [15]. Подводя итог, можно сказать, что компактные генераторы термоядерных нейтронов, которые являются прямыми преемниками установок типа Глобус-М2, помогут скорее вывести термоядерную энергетику на путь коммерческого использования.
Работа выполнена при частичной финансовой поддержке Министерства образования и науки РФ ГК № 16.552.11.7002 и ГК №16.518.11.7003, а также при поддержке гранта согласно Постановлению правительства № 220 по договору № 11.G34.31.0041.
Список литературы
1. Aymar R., Chuyanov V.A., et al. The future international burning plasma experiment // Nuclear Fusion. 2001. Vol. 41. P. 1301-1310.
2. Afanasyev V.I. et al. Neutral Particle analysis on ITER - present status and prospects // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A 621 (2010) 456-467.
3. Mukhin E.E. et al. The ITER divertor Thomson scattering system: Engineering and advanced hardware solutions // J. Instrum. 2012, Vol. 7, 2 ArtNo: #C02063.
4. Chugunov I.N. et al. Development of Gamma-Ray Diagnostics For ITER // Nuclear Fusion 51 (2011) 083010 (8pp).
5. Шафранов В.Д., Юрченко Э.И. Удержание плазмы в токамаке с в > 1 при произвольном распределении тока (Plasma confinement in a tokamak with в > 1 and arbitrary current distribution), Proc. of 4th Int. Conf. on Plasma Phys. and Contr. Nuclear Fusion, Madison, IAEA, Vienna, 1971, Vol. 2, IAEA-CN-28/F-13, P. 519.
6. Бесполуденнов С.Г., Дегтярев Л.М., Медведев С.Ю. О предельных давлениях плазмы в токамаке с малым аспектным отношением // Физика плазмы. 1986. Т. 12, Вып. 7. С. 771-774.
7. Peng Y-K.M., Stricler D.J. Features of spherical torus plasmas // Nuclear Fusion. 1986. Vol. 26, No. 6. P. 769.
8. Gusev V.K. et al. Density limits and control in the Globus-M Spherical Tokamak // Nuclear Fusion, 46 (2006) S584-S591.
9. Valovic M. et al. Scaling of H-mode energy confinement with Ip and BT in the MAST spherical tokamak // Nuclear Fusion 49 (2009) 075016 (8pp).
10. Menard J.E. et al. Progress in understanding error-field physics in NSTX spherical torus plasmas // Nuclear Fusion 50 (2010) 045008 (22pp).
11. Gusev V.K. et al. Investigation of beam and wave plasma interactions in spherical tokamak Globus-M // Nuclear Fusion 51 (2011) 103019 (12pp).
12. Saveliev A.N., Irzak M.A., Shcherbinin O.N. Lower hybrid current drive modeling for spherical tokamak Globus-M. Proc. of 38th EPS Conference on Plasma Phys. Strasbourg, June 27 - July 1, 2011 ECA Vol. 35G, P-4.103 (2011).
13. Shcherbinin O.N. et al. Numerical modeling and experimental study of ICR heating in the spherical tokamak Globus-M // Nuclear Fusion, 46, (2006), S592-S597.
14. Zavialov. 2004 Final Report of ISTC Project 9092, work supported by the European Union.
15. Rebut P.H. From Jet to reactor // Plasma Phys. Control. Fusion 48 (2006) B1-B13.
International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology № 05-06 (109-110) 2012
© Scientific Technical Centre «TATA», 2012
