3.3 Магнитное удержание.
Как отмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляется магнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака является b - отношение давления плазмы Р, связанного с её плотностью n и температурой Т простой формулой Р=2nТ, к давлению магнитного поля (В – магнитная индукция). Из теоретических расчётов следует, что значение b не может быть велико, т.к. при этом плазма становится неустойчивой. Для экономически оправданного энергетического реактора b должно составлять не мене 5%. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено значение b=3% при сохранение устойчивости плазмы. В экспериментах на токамаке Doublet-3 (США), где поперечное сечение плазменного шнура имеет форму эллипса, достигнуто значение b=4,5%.
Чтобы свести к минимуму затраты на создание сильного (5-6 Тл) магнитного поля, в реакторе предполагается использовать сверхпроводящими обмотки. Однако в магнитных полях большой напряжённости сверхпроводимость исчезает. Поэтому один из основных аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС – поиск сверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжённости критического (разрушающего сверхпроводимость) магнитного поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7 (СССР) – первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки поддерживается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение (что позволит удерживать плазму с большей плотностью n) заставляет стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружённая в нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими магнитными обмотками из сплава ниобия с оловом. Максимальное значение магнитной индукции в реакторе с учётом конструкционных особенностей обмоток из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабочей камеры составляет при этом 5-6 Тл.
3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.
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 DHe. 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.
3.5 Переход к непрерывному режиму.
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 JFT-II (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.
4. Инженерные аспекты термоядерного реактора:
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.
4.1 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 с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА — одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.
4.2 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.
4.3 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.
4.4 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.
4.5 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.
4.6 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.
4.7 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- 130см.
Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от излучения.
4.8 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.
4.9 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.
