В традиционных конструкциях эта схема разделяет лазерный луч на два потока, один из которых огибает плазму в реакторе, а другой проходит сквозь нее. Это одна из шести катушек полоидального поля в магнитной системе, которая служит для удержания плазмы в реакторе ИТЭР. Измерения температуры электронов в плазме реактора FuZe показали, что она находится на том же высоком уровне, что и температура ядер. Вот что касается ее плазменного тока (течения электрического тока по плазме), тут проектные параметры действительно больше, чем на других российских токамаках.
🤖 В Верхней Пышме готовят к запуску плазменный реактор
Что такое токамак? Под действием огромных температур и гравитации в глубинах нашего Солнца и других звезд происходит термоядерный синтез. Ядра водорода сталкиваются, образуют более тяжелые атомы гелия, а заодно высвобождают нейтроны и огромное количество энергии. Современная наука пришла к выводу, что при наименьшей исходной температуре наибольшее количество энергии производит реакция между изотопами водорода — дейтерием и тритием.
Но для этого важны три условия: высокая температура порядка 150 млн градусов по Цельсию , высокая плотность плазмы и высокое время ее удержания. Дело в том, что создать такую колоссальную плотность, как у Солнца, нам не удастся. Остается только нагревать газ до состояния плазмы посредством сверхвысоких температур.
Но ни один материал не способен вынести соприкосновения со столь горячей плазмой. Для этого академик Андрей Сахаров с подачи Олега Лаврентьева в 1950-е годы предложил использовать тороидальные в виде пустотелого бублика камеры с магнитным полем, которое удерживало бы плазму. Позже и термин придумали — токамак.
Современные электростанции, сжигая ископаемое топливо, конвертируют механическую мощность кручения турбин, например в электричество. Токамаки будут использовать энергию синтеза, абсорбируемую в виде тепла стенками устройства, для нагрева и производства пара, который и будет крутить турбины. Первый токамак в мире.
Советский Т-1. И они успешно доказали, что человек может создать высокотемпературную плазму и удерживать ее некоторое время в стабильном состоянии. Но до промышленных образцов еще далеко.
Монтаж Т-15. Первый можно вырабатывать на самом реакторе: высвобождающиеся во время синтеза нейтроны будут воздействовать на стенки реактора с примесями лития, из которого и появляется тритий. Запасов лития хватит на тысячи лет.
В дейтерии тоже недостатка не будет — его в мире производят десятками тысяч тонн в год. Термоядерный реактор не производит выбросов парниковых газов, что характерно для ископаемого топлива. А побочный продукт в виде гелия-4 — это безвредный инертный газ.
К тому же термоядерные реакторы безопасны. При любой катастрофе термоядерная реакция попросту прекратится без каких-либо серьезных последствий для окружающей среды или персонала, так как нечему будет поддерживать реакцию синтеза: уж слишком тепличные условия ей необходимы. Однако есть у термоядерных реакторов и недостатки.
Прежде всего это банальная сложность запуска самоподдерживающейся реакции. Ей нужен глубокий вакуум. Сложные системы магнитного удержания требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек.
И не стоит забывать о радиации. Несмотря на некоторые стереотипы о безвредности термоядерных реакторов, бомбардировку их окружения нейтронами, образующимися во время синтеза, не отменить. Эта бомбардировка приводит к радиации.
А потому обслуживание реактора необходимо проводить удаленно.
Абсолютно закономерно, что проект ТРТ возник в России - он способен вернуть нашей стране прежнее лидерство, во многом утраченное за постсоветское время. Так что ТРТ - не мутант, а, скорее, естественный продукт эволюции.
И его перспективы будут зависеть от той поддержки со стороны правительства в финансировании программы РТТН, о которой мы уже говорили. К концу 2024 года планируем завершить разработку эскизного проекта и отработать ряд ключевых элементов технического проекта. Так что при одобрении "сверху" сооружение ТРТ к 2030 году - вполне реальная задача.
У "Росатома" есть действующее соглашение с РАН. Как оцениваете участие академических институтов в совместной реализации федерального проекта "Термоядерные и плазменные технологии"? Виктор Ильгисонис: Как абсолютно необходимое.
Дело в том, что все академические институты - участники проекта "Термоядерные и плазменные технологии" - имеют собственные уникальные компетенции, освоение которых в контуре "Росатома" заведомо нецелесообразно, если мы исповедуем государственный подход. О других и не говорим… Виктор Ильгисонис: Так вот: уже упомянутый мною Институт прикладной физики в Нижнем Новгороде разрабатывает и производит лучшие в мире гиротроны - специальные устройства для мощного нагрева электронной компоненты плазмы. Новосибирский ИЯФ создает источники ионов и нейтральных атомов высокой энергии, которые приобретаются всеми ведущими мировыми лабораториями.
Санкт-Петербургский физтех - признанный авторитет в методах высокочастотного нагрева плазмы… Список можно продолжать. И сказанное в полной мере относится не только к институтам РАН, но и к организациям НИЦ "Курчатовский институт", к вовлеченным в проект университетам. Какие риски здесь можно и должно прогнозировать с учетом нарастающих антироссийских санкций?
Виктор Ильгисонис: Вопрос о пользе нашего участия задают уже лет пятнадцать - с того момента, как проект стартовал. Очевидная и главная польза - это ожидаемое появление в мире уникального экспериментального устройства, создание которого оказалось непосильным ни для одной страны. Причем не только в денежном или техническом плане, но и в интеллектуальном.
А практическая польза - это освоение здесь, на родине, новых технологий и производства высочайшего качества. ИТЭР - это легитимная возможность "приземлить" у себя дома современные, в том числе уникальные зарубежные технологии, в создание которых вложились ведущие мировые разработчики. Мы получаем законное право использовать их в национальных целях.
Сегодня ИТЭР - реальный драйвер технологического развития. И я искренне рад, что мировое термоядерное сообщество оказалось способным отделить решение глобальной задачи человечества от сиюминутной политической риторики.
Предлагаем не только умеренную цену, но и отличную комплектацию: автоматический контроль высоты резака, промышленный компьютер, отделенный от основной рамы стол для раскроя. Оборудование предназначено как для фигурного раскроя листового металла, так и для серийного изготовления деталей. Ровный рез, который получается в ходе работы станка плазменной резки металла с ЧПУ, не потребует дополнительной шлифовки и обработки. Добавим, что стол для раскроя конструктивно отделен от рамы станка, что снижает уровень механического воздействия на конструкцию при обработке заготовок большой массы. Эта портальная машина может комплектоваться плазматроном с различной мощностью исходя из задач поставленных клиентом. Также установка оборудована системой автоматического контроля высоты резака. Это позволяет добиться стабильного и качественного раскроя листового металла.
Станки комплектуются источниками плазменной резки известной на рынке компании Hypertherm По осям портальной машины с ЧПУ устанавливаются линейные направляющие Hiwin, которые имеют большой срок эксплуатации, при этом машина не теряет точность позиционирования при работе на больших скоростях. Также добавим, что высокая скорость перемещений на холостом ходу приводит к существенному увеличению производительности оборудования. В плоскости рабочего стола перемещение резака на станке происходит посредством зубчатой передачи, а по вертикальной оси при помощи шарико-винтовой пары.
Но это отнюдь не быстрый процесс. К тому же права на ошибку у конструкторов нет. Команда ITER сперва моделирует нагрузки и требования к элементам конструкции, их испытывают на стендах например, под воздействием плазменных пушек, как дивертор , улучшают и дорабатывают, собирают прототипы и опять тестируют перед тем, как выдать финальный элемент. Первый корпус тороидальной катушки. Первый из 18 гигантских магнитов. Одну половину сделали в Японии, другую — в Корее 18 гигантских магнитов D-образной формы, расставленные по кругу так, чтобы образовать непроницаемую магнитную стену. Внутри каждого из них заключены 134 витка сверхпроводящего кабеля Каждая такая катушка весит примерно 310 тонн Но одно дело собрать. И совсем другое — все это обслуживать. Из-за высокого уровня радиации доступ к реактору заказан. Для его обслуживания разработано целое семейство роботизированных систем. Часть будет менять бланкеты и кассеты дивертора весом под 10 тонн , часть — управляться удаленно для устранения аварий, часть — базироваться в карманах вакуумной камеры с HD-камерами и лазерными сканерами для быстрой инспекции. И все это необходимо делать в вакууме, в узком пространстве, с высокой точностью и в четком взаимодействии со всеми системами. Задачка посложнее ремонта МКС. Причем это только часть оборудования самого реактора. Добавьте сюда здание криокомбината, где будут вырабатывать жидкий азот и гелий, здание выпрямителей магнитной системы с трансформаторами, трубопроводы системы охлаждения диаметром по 2 метра , систему сброса тепла с 10 вентиляторными градирнями и многое-многое другое. На все это и идут миллиарды. Токамак ITER станет первым термоядерным реактором, который будет вырабатывать больше энергии, чем необходимо для нагрева самой плазмы. К тому же он сможет поддерживать ее в стабильном состоянии намного дольше ныне существующих установок. Ученые утверждают, что именно для этого и нужен столь масштабный проект. С помощью такого реактора специалисты собираются преодолеть разрыв между нынешними небольшими экспериментальными установками и термоядерными электростанциями будущего. Например, рекорд по термоядерной мощности был установлен в 1997 году на токамаке в Британии — 16 МВт при затраченных 24 МВт, тогда как ITER конструировали с прицелом на 500 МВт термоядерной мощности от 50 МВт вводимой тепловой энергии. На токамаке будут испытаны технологии нагрева, контроля, диагностики, криогеники и дистанционного обслуживания, то есть все методики, необходимые для промышленного образца термоядерного реактора. Объемов мирового производства трития будет недостаточно для электростанций будущего. А потому на ITER отработают также технологию размножающегося бланкета, содержащего литий. Из него под действием термоядерных нейтронов и будут синтезировать тритий. Однако не стоит забывать, что это пускай и дорогой, но эксперимент. Токамак не будет оборудован турбинами или другими системами конвертации тепла в электричество. То есть коммерческого выхлопа в виде непосредственной генерации энергии не будет. Потому что это только усложнило бы проект с инженерной точки зрения и сделало бы его еще более дорогим. Схема финансирования довольно запутанная. Большинство компонентов поставляются в ITER напрямую от стран-участниц. Они прибывают во Францию по морю, а из порта к стройплощадке доставляются по дороге, специально переделанной французским правительством.
Выбор сделан - токамак плюс
Забабахина; Томского политехнического университета; Института ядерной физики им. Будкера СО РАН провели компьютерное моделирование топливного цикла ториевого гибридного реактора, в котором в качестве источника дополнительных нейтронов используется высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке. Среди преимуществ такого гибридного реактора по сравнению с используемыми сейчас ядерными реакторами можно отметить умеренную мощность, относительно небольшие размеры, высокую безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов. Результаты опубликованы в журнале Plasma and Fusion Research. Для получения энергии гибридные ядерно-термоядерные реакторы используют одновременно реакции деления тяжелых ядер и синтеза легких, поэтому можно ожидать, что такие установки усилят положительные особенности и нивелируют недостатки, присущие энергетике на основе раздельного использования этих ядерных реакций. Для эффективного использования реакции управляемого термоядерного синтеза в производстве энергии необходимо сначала получить, а затем постоянно поддерживать стабильное состояние плазмы с очень высокой температурой выше 100 млн.
Создание реактора, работающего по гибридной схеме, представляется более легкой задачей, поскольку в этом случае плазма используется не для получения энергии, а всего лишь в качестве источника дополнительных нейтронов для поддержания необходимой схемы протекания ядерных реакций. Таким образом, требования, предъявляемые к ее характеристикам, становятся менее жесткими. В отличие от урана торий представлен в природе практически одним изотопным состоянием, и поэтому он легко и с малыми затратами выделяется из природного сырья. При поглощении нейтронов изотоп тория 232Th превращается в изотоп урана 233U, который хорошо делится тепловыми нейтронами.
По словам Андрея Аржанникова, энергия нейтронов настолько высока, что они пронизывают стенки камеры из нержавеющей стали и медную обмотку, которая обеспечивает необходимое магнитное поле в плазме. Эти нейтроны глубоко проникают в топливную сборку бланкет ядерного реактора и попадают на графитовые блоки, где при рассеянии на ядрах углерода происходит их торможение. Замедленные нейтроны хорошо поглощаются ядерным топливом и поддерживают необходимый уровень количества делящихся ядер в единицу времени. Выделившаяся в виде тепла энергия разлетающихся фрагментов ядра, делящегося при поглощении нейтрона, снимается потоками газообразного гелия, который под высоким давлением прокачивается через цилиндрические каналы в топливной сборке. Топливо также размещается в специальных каналах, для этого оно заключено в специальные цилиндрические графитовые стержни. Эти стержни заполняются покрытыми защитным слоем из карбида кремния микрокапсулами, содержащими торий и небольшой процент энергетического или оружейного плутония.
Плутоний, оружейный или энергетический, делится тепловыми нейтронами и позволяет поддерживать в размножающей системе цепную реакцию деления. Через некоторое время после "старта" ядра плутония выгорят, а в системе установится режим, в котором скорость наработки ядер урана-233 станет равна скорости выгорания этих ядер. Размножающая система станет самодостаточной». При этом стартовый состав ядерного топлива выбран так, что в течение всего периода работы размножающие характеристики реактора позволят эксплуатировать его на проектном уровне мощности при соблюдении всех требований безопасности.
Команда определила теоретическую основу плазменных колебаний, согласно которой вибрации не зависят от температуры и других характеристик вещества.
В рамках теоретической основы, амплитуда колебаний может двигаться быстрее скорости света в вакууме или полностью останавливаться, в то время как сама плазма движется в совершенно другом направлении. По словам ученых, в практическом смысле управление колебаниями плазмы может упростить работу термоядерных реакторов, сделав вещество температурой в миллионы градусов Цельсия более стабильным.
Получение строительной лицензии подтвердило соответствие проекта венгерским и европейским нормам безопасности. Россия последовательно развивает международные торгово-экономические взаимоотношения с зарубежными партнерами. Продолжается реализация крупных международных проектов в сфере энергетики.
Госкорпорация «Росатом» принимает активное участие в этой работе и является мировым лидером по строительству новых энергоблоков АЭС: на разной стадии реализации находятся проекты 33 блоков в 10 странах. Для России строительство АЭС за рубежом — это обеспечение занятости для тысяч квалифицированных российских специалистов, заказы для российских предприятий атомной и смежных отраслей промышленности, а также значительные поступления в бюджет.
В плазменном фокусе: «Росатом» и МИФИ разработали термоядерный мини-реактор
Хотя плазма удерживается и сжимается при помощи магнитного поля, её потоки всё равно могут соприкасаться со стенкой реактора. Для сравнения — в проекте международного термоядерного реактора ITER предполагается достижение ионной температуры в 8 и выше килоэлектронвольт. Специалисты Национального исследовательского университета «МЭИ» запустили плазменную установку, которая позволит испытать облицовку камеры будущего термоядерного реактора. Снизить издержки переработки такого сырья можно за счет использования плазменных реакторов, в которых химические реакции осуществляются с участием низкотемпературной.
Как учёные «ловят плазму»? О перспективах ядерной энергетики репортаж из ИЯФ СО РАН
Снизить издержки переработки такого сырья можно за счет использования плазменных реакторов, в которых химические реакции осуществляются с участием низкотемпературной. НИУ "МЭИ" также исследует методы охлаждения при длительной эксплуатации компонентов будущего экспериментального реактора, расположенных внутри камеры, уточнили в вузе. В частности, будут исследованы механизмы взаимодействия плазменных потоков и характеристики нейтронного излучения реакции DD-синтеза. НИУ "МЭИ" также исследует методы охлаждения при длительной эксплуатации компонентов будущего экспериментального реактора, расположенных внутри камеры, уточнили в вузе. Измерения температуры электронов в плазме реактора FuZe показали, что она находится на том же высоком уровне, что и температура ядер.
Как учёные «ловят плазму»? О перспективах ядерной энергетики репортаж из ИЯФ СО РАН
Это одна из шести катушек полоидального поля в магнитной системе, которая служит для удержания плазмы в реакторе ИТЭР. При плазменной обработке, в частности, образуется угарный газ, который надо тщательно дожигать или пускать в переработку в химическую промышленность», — объяснил ученый. Красильников заявил, что первую плазму термоядерного реактора ИТЭР зажгут не раньше 2025 года. Развитие теории магнитного удержания плазмы (Magnetic Fusion Confinement, или MFE) в реакторе прошло три этапа. Вот что касается ее плазменного тока (течения электрического тока по плазме), тут проектные параметры действительно больше, чем на других российских токамаках. Компания «АЭМ-Спецсталь» (машиностроительный дивизион Росатома) приступила к ковке партии заготовок для корпуса реактора первого энергоблока АЭС «Пакш-2».
В России протестировали самую мощную плазменную установку в мире
Особенность применения ториевого топлива состоит в том, что в такой гибридной энерговыделяющей установке при прекращении поступления дополнительных нейтронов от внешнего источника ядерные реакции деления сразу же затухают. Таким образом, гибридные реакторы на ториевом топливе не способны к «саморазгону», что обеспечивает значительно большую безопасность ториевой энергетики. В настоящее время уже существуют различные проекты гибридных реакторов, в которых плазменным источником нейтронов служит токамак. Альтернативой может стать использование в качестве источника дополнительных нейтронов длинной магнитной ловушки. О принципах работы длинной магнитной ловушки в качестве источника нейтронов рассказывает главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН, доктор физико-математических наук профессор Андрей Аржанников: «На начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создается относительно холодная плазма, количество которой поддерживается дополнительной подпиткой газом из атомов тяжелого водорода — дейтерия. Инжекция в такую плазму нейтральных атомарных пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития это тяжелые изотопы водорода , а также поддержание необходимой температуры.
Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия, при этом происходит выделение высокоэнергетических нейтронов. Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры, где магнитным полем удерживается плазма, и, поступая в область с ядерным топливом, после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжелых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии». По словам Андрея Аржанникова, энергия нейтронов настолько высока, что они пронизывают стенки камеры из нержавеющей стали и медную обмотку, которая обеспечивает необходимое магнитное поле в плазме. Эти нейтроны глубоко проникают в топливную сборку бланкет ядерного реактора и попадают на графитовые блоки, где при рассеянии на ядрах углерода происходит их торможение.
В результате процесса распыления плазма существенно охлаждается, что может помешать термоядерному синтезу. Чтобы избежать этого, ранее была разработана концепция так называемой потеющей стенки: внутренняя поверхность реактора покрывается сетью каналов, из которых истекает жидкий литий.
В данном подходе слой жидкого лития берёт на себя часть защитных функций. Поэтому материал для «потеющей стенки» должен быть тугоплавким и теплопроводным, а также не должен вступать с жидким литием в химическое взаимодействие и при этом хорошо им смачиваться. Самый тугоплавкий металл — вольфрам, однако его теплопроводности для эффективного охлаждения стенки недостаточно. Медь обладает очень высокой теплопроводностью, но её нельзя применять для стенок реактора из-за легкоплавкости — металл просто атомизируется при взаимодействии с плазмой и попадёт внутрь реактора, что ухудшит качество плазмы.
Предполагается, что температуру ионов, связанную с их кинетической энергией, можно определить по измерению спектров энергии нейтронов, возникающих в реакции синтеза. Такие спектры должны содержать информацию о свойствах нагретой плазмы. Например, сдвиги средней энергии нейтронов от номинального значения в 14 мегаэлектронвольт связаны с температурой ионов, средней кинетической энергией ионов и скоростью плазмы.
Объем реактора составил 300 куб. Авторы исследования провели эксперимент, в ходе которого заливали мазут между двумя электродами при напряжении 500 вольт. В ходе процесса выделялся водород, этилен, ацетилен, метан и углеводороды, содержащие от трех до пяти атомов углерода — все эти вещества широко применяются в химической промышленности. Среди них ученые обнаружили неупорядоченный графит и многослойные углеродные нанотрубки, которые могут использоваться в электронике, а также атомы серы, ванадия, кислорода и никеля, которые могут играть роль катализаторов для промышленности.
Петербургские инженеры испытывают детали для экспериментального термоядерного реактора
Исследователи использовали метрику под названием H98 (y, 2) для оценки эффективности, с которой реактор токамака удерживает плазму. Наконец удалось получить плазменный разряд с температурой в 40 млн градусов по Цельсию, что вдвое выше температуры в центре Солнца. Для реактора на DT нейтронное излучение, уносящее 86% энергии термоядерной реакции будет настоящим бичом, быстро разрушающим и активирующим конструкционные материалы.
Петербургские инженеры испытывают детали для экспериментального термоядерного реактора
Красильников заявил, что первую плазму термоядерного реактора ИТЭР зажгут не раньше 2025 года. Хотя плазма удерживается и сжимается при помощи магнитного поля, её потоки всё равно могут соприкасаться со стенкой реактора. Красильников заявил, что первую плазму термоядерного реактора ИТЭР зажгут не раньше 2025 года. Вот что касается ее плазменного тока (течения электрического тока по плазме), тут проектные параметры действительно больше, чем на других российских токамаках. На основе принципа токамака строится международный экспериментальный термоядерный реактор ITER во Франции.