Им удалось разогреть плазму в собственном термоядерном реакторе HL-2M Tokamak (EAST), размещенном в городе Хэфэй. Хотя плазма удерживается и сжимается при помощи магнитного поля, её потоки всё равно могут соприкасаться со стенкой реактора. Оба типа реакторов имеют свои преимущества. Токамаки лучше поддерживают высокую температуру плазмы, а стеллараторы лучше обеспечивают ее стабильность.
Как плазменные технологии помогут ускорить развитие ядерных реакторов
Им удалось разогреть плазму в собственном термоядерном реакторе HL-2M Tokamak (EAST), размещенном в городе Хэфэй. Если зажечь плазму в парах воды, то на образец, помещенный в нее, будет воздействовать тот же самый ансамбль частиц, что и в водном теплоносителе реактора. Первая плазма в Международном экспериментальном термоядерном реакторе будет получена в 2025-2026 годах. На основе принципа токамака строится международный экспериментальный термоядерный реактор ITER во Франции. Новый реактор потребовался после того, как в прошлом году компания продемонстрировала увеличение срока жизни плазмы в Z-pinch реакторе своей конструкции при силе тока более. Дело в том, что давление плазмы в термоядерном реакторе уравновешивается давлением удерживающего магнитного поля.
На российском токамаке Т-15МД получена первая термоядерная плазма
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 количеству выделяемой энергии эта реакция сопоставима с реакцией, используемой в ядерных реакторах с топливным циклом, использующем только природные изотопы урана 235U и 238U. 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.
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.
В России также проводятся исследования по удержанию плазменных разрядов при сверхвысоких температурах, но информация о ходе таких экспериментов публикуется крайне редко.
Старт изготовлению деталей в торжественной обстановке дан в присутствии российской и венгерской делегаций, в которые вошли президент — генеральный директор АЭС «Пакш-2» Гергей Якли, мэр города Пакш Петер Сабо, вице-президент АО «Атомстройэкспорт» — директор проекта по сооружению АЭС «Пакш» Виталий Полянин, первый замглавы машиностроительного дивизиона Росатома Андрей Синяков. Обечайки — важный конструктивный элемент корпуса реактора. Они представляют собой пустые цилиндры, которые свариваются между собой. Детали изготавливают на одном из крупнейших в Европе автоматизированном кузнечном комплексе. Затем они будут направлены на специализированные крупногабаритные токарно-карусельные станки для механической обработки. Работы для этого ведутся параллельно как на строительной площадке в Пакше, так и в нескольких тысячах километров от Венгрии — в Санкт-Петербурге.
Британский термоядерный реактор сгенерировал первую плазму
Пуск экспериментального термоядерного реактора и получение на нем первой плазмы запланирован на 2025 год. Специалисты Национального исследовательского университета "МЭИ" запустили плазменную установку, которая позволит испытать облицовку камеры будущего термоядерного реактора. Термоядерный реактор основан на реакции синтеза изотопов водорода, поэтому он гораздо более экологичный и безопасный по сравнению с существующими атомными реакторами. Вот что касается ее плазменного тока (течения электрического тока по плазме), тут проектные параметры действительно больше, чем на других российских токамаках. Основным минусом реакторов типа токамак является такая высокая температура плазмы, которой на Земле просто не существует. Это одна из шести катушек полоидального поля в магнитной системе, которая служит для удержания плазмы в реакторе ИТЭР.
PRL: открытие новых колебаний плазмы позволит улучшить ускорители и реакторы
По словам эксперта, установку модернизируют для проведения экспериментов и решения задач термоядерного реактора, который строится во Франции. Профессор затруднился назвать стоимость всего проекта, так как проект был растянут по времени. Однако заметил, что за десять лет строительства французского термоядерного реактора его стоимость увеличивалась примерно в три раза. Здесь дело не в деньгах. Та установка, на которую кабмин выделил деньги, нужна для решения определенных узких задач в решении физики термоядерного синтеза. А французская установка может использоваться в промышленных целях. За десять лет ее строительства стоимость увеличилась в три раза и сейчас ее стоимость оценивается в 32 миллиарда евро», - рассказал Кузнецов. Эксперт отметил, что вопросы о том, стоит ли выделять деньги на термоядерную энергетику, возникают не только в России.
Зачем Германии нужен термоядерный реактор? Мы туда вбухиваем дикие деньги, а будет ли с его помощью решена какая-то важная задача и будет ли запущен этот реактор, пока под вопросом. Ситуация такая: главное ввязаться. Получить деньги, их распилить, а найдут ли материал на эту первую стенку, это вопрос из вопросов.
При поглощении нейтронов изотоп тория 232Th превращается в изотоп урана 233U, который хорошо делится тепловыми нейтронами. По количеству выделяемой энергии эта реакция сопоставима с реакцией, используемой в ядерных реакторах с топливным циклом, использующем только природные изотопы урана 235U и 238U. 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».
Россия отвечает за широкий спектр электротехнических компонентов, из которых состоят коммутационные сети, блоки быстрого разряда, комплекты поставки измерительной аппаратуры. Налажено производство сборных шин и переключающих сетевых резисторов, завершается программа НИОКР для компонентов блока быстрой разгрузки. Японские инженеры и ученые также работают над магнитной системой, в частности, над дизайн-проектом катушек тороидального поля и над получением сверхпроводящих ниобий-оловянных стрендов. Получение первой плазмы на установке ИТЭР запланировано на 2025 год, выход на полную мощность — на 2035 год. Недавно о желании присоединиться к проекту заявили Австралия и Иран. Это еще одна из важнейших задач, которую должен решить ИТЭР. Кстати, бланкет и дивертор — основные плазменные компоненты. Следует отметить, что первая стенка реактора, та, что ближе всего к плазме, всего в трех метрах от нее, — неотъемлемая часть бланкета. Идея разделения этих двух компонентов была отброшена в 1980-х годах; ученые пришли к их унификации для удобного и безопасного обслуживания. Бланкет со встроенной наработкой трития и интегрированной первой стенкой реактора обеспечит защиту от высокоэнергетических нейтронов. В ИТЭР первая стенка будет изготовлена из бериллия, а для остальной поверхностной структуры будут использоваться высокопрочные медные сплавы и нержавеющая сталь. Для удобства обслуживания защитная стенка внутри реактора модульная, состоящая из 440 сегментов. Дивертор от англ. Его главная функция — минимизировать плазменное загрязнение, а также отводить тепловые и нейтронные нагрузки от стенок реактора. Дивертор будет состоять из 54 кассетных сборок с опорной конструкцией из нержавеющей стали, бронированной вольфрамовыми плитками. Три главных плазменных звена: внутренняя и внешняя вертикальные мишени, центральный купол — составляют диверторную сборку. И для дивертора, и для бланкета будет внедрена система охлаждения, отводящая тепло от этих устройств и преобразовывающая его в электрическую энергию. Вид вакуумного сосуда с основными положениями компонентов, обращенных к плазме: первой стенки, бланкета и дивертора Рис. Вид в поперечном разрезе основных компонентов стенки токамака Рис. Схематическое изображение диверторного узла Осторожно, «горящая плазма»! Один из важнейших критериев проекта — безопасность. При осуществлении термоядерного синтеза не инициируется цепная реакция, а значит, при любом нарушении или прекращении подачи топлива плазма охлаждается в течение нескольких секунд и затухает, словно пламя. Тритий, содержащийся в топливе, будет вырабатываться в замкнутом контуре, поэтому должны строго соблюдаться меры безопасности при обращении с тритиевым топливом внутри реактора. Тритий — слабый бета-излучатель, он не проникает в человеческую кожу, но очень токсичен для организма при попадании через дыхательные пути. ИТЭР был разработан для защиты от выброса трития и воздействия радиоактивности на работников. Также стоит учесть активацию внутренних компонентов и плазменной камеры при взаимодействии с нейтронами высокой энергии. Материалы внутри реактора могут быть загрязнены небольшим количеством радиоактивной пыли. Но потенциальные отходы будут обрабатываться, упаковываться и храниться прямо на месте, а период полураспада большинства радиоизотопов, содержащихся в этих отходах, составит менее 10 лет.
Начатая работа демонстрирует активное развитие атомной отрасли по широкому спектру направлений: осваиваются передовые технологии и продукты и расширяется география присутствия, несмотря на международную конъюнктуру. Изготовление оборудования первого контура ядерного острова запланировано в 2028 и 2029 годах, и к тому времени уже будут выполнены основные строительные работы», — отметил вице-президент АО «Атомстройэкспорт» — директор проекта по сооружению АЭС «Пакш» Виталий Полянин. Созданная на наших предприятиях линейка прорывных технологических решений позволяет в срок выпускать продукцию, отвечающую самым высоким требованиям безопасности и качества», — добавил глава машиностроительного дивизиона Росатома Игорь Котов. В 2024—2026 годах на металлургическом предприятии машиностроительного дивизиона в Санкт-Петербурге будут произведены заготовки для реакторов, парогенераторов, компенсаторов давления, емкостей систем безопасности и других изделий первого контура ядерного острова АЭС. Проект реализуется на основе российско-венгерского межправительственного соглашения от 14 января 2014 года и трех базовых контрактов о сооружении новой станции. Основная лицензия на строительство АЭС «Пакш-2» была выдана венгерским регулятором в августе 2022 года.
Россия отправила во Францию катушку для получения плазмы в термоядерном реакторе
Результаты данной работы позволят внедрить российские реакторы в создаваемые новые линии производства чипов в России. Красильников заявил, что первую плазму термоядерного реактора ИТЭР зажгут не раньше 2025 года. Такое время считается рекордным показателем по удержанию высоко разогретого плазменного поля. «Французский термоядерный реактор тоже строится не так быстро, как хотелось бы.
Российские учёные разработали новый материал для термоядерного реактора
В NIF запуск термоядерных реакций проводится с помощью лазеров, которые нагревают так называемые хольраумы — небольшие золотые цилиндры, внутри которых находится капсула с термоядерным топливом, смесью трития и дейтерия. Лазеры облучают внутреннюю стенку цилиндра, которая генерирует тепловое рентгеновское излучение, вызывающее взрыв капсулы. Дейтериево-тритиевое топливо сжимается до давления в сотни гигабар, что создает в его центре горячую точку с температурой около 10 миллионов кельвинов.
Предыдущий рекорд составляет 6,5 минут, который установили французы на собственном токамаке в 2003 году. Собственный предыдущий рекорд китайских ученых составляет всего 20 секунд, но при температуре 160 млн градусов по Цельсию, так что по сравнению со старым рекордом это настоящий прорыв. Термоядерный реактор HL-2M, который ученые еще называют "искусственным солнцем", имеет тороидальную камеру с магнитными катушками, о чем также указывает его название Tokamak. Катушки реактора могут генерировать очень сильное комбинированное магнитное поле, что и позволяет так долго удерживать разогретую плазму.
Однако дальнейшему развитию мешала так называемая проблема «отрыва плазмы», объясняют ученые. Иллюстрация работы плазменного двигателя с магнитным соплом. Изображение : Kazunori Takahashi, Tohoku University Поскольку силовые линии магнитного поля всегда образуют замкнутые петли, те, которые находятся внутри магнитных сопел, неизбежно возвращаются к конструкции двигателя. По этой причине поток плазмы должен отрываться от магнитного сопла. Ионы, имеющие большой радиус, легко отрываются от магнитного сопла. Но электроны с их малой массой и малым радиусом привязаны к силовым линиям, создавая электрическое поле, которое притягивает ионы назад и сводит результирующую тягу к нулю.
Все гиротроны предполагалось поставить в ITER в начале 2018 года [27]. Для ввода энергии в вакуумную камеру служат окна из поликристаллического искусственного алмаза. Диаметр каждого алмазного диска 80 мм, а толщина 1,1 мм. Алмаз выбран потому, что прозрачен для СВЧ излучения, прочен, радиационно стоек и обладает теплопроводностью в пять раз выше, чем у меди. Производством этих кристаллов занята лаборатория во Фрайбурге. Всего для ITER будет поставлено 60 алмазных окон [28]. Ion Cyclotron Resonance Heating разогревает ионы плазмы. Принцип этого нагрева такой же, как и бытовой СВЧ-печи. Частицы плазмы под воздействием электромагнитного поля высокой мощности с частотой от 40 до 55 МГц начинают колебаться, получая дополнительную кинетическую энергию от поля. При столкновениях ионы передают энергию другим частицам плазмы. Система состоит из мощного радиочастотного генератора на тетродах будет установлен в Здании радиочастотного нагрева плазмы , системы волноводов для передачи энергии и излучающих антенн [29] , расположенных внутри вакуумной камеры. Инжектор нейтральных атомов[ править править код ] Инжектор «выстреливает» в плазменный шнур мощный пучок из атомов дейтерия, разогнанных до энергии 1 МэВ. Эти атомы, сталкиваясь с частицами плазмы, передают им свою кинетическую энергию и тем самым нагревают плазму. Поскольку разогнать в электрическом поле нейтральный атом невозможно, его нужно сперва ионизировать. Затем ион по сути, ядро дейтерия разгоняется в циклотроне до необходимой энергии. Теперь быстродвижущийся ион следует снова превратить в нейтральный атом. Если этого не сделать, ион будет отклонён магнитным полем токамака. Поэтому к разогнанному иону следует присоединить электрон. Для деионизации ион проходит через ячейки, наполненные газом. Здесь ион, захватывая электрон у молекул газа, рекомбинирует. Не успевшие рекомбинировать ядра дейтерия отклоняются магнитным полем на специальную мишень, где тормозятся, рекомбинируют и могут быть использованы вновь. Требования к мощности «фабрики атомов» ITER настолько велики, что на этой машине впервые пришлось применить систему, которой не было на предшествующих токамаках. Это система отрицательных ионов. На таких высоких скоростях положительный ион просто не успевает превратиться в нейтральный атом в газовых ячейках. Поэтому используются отрицательные ионы, которые захватывают электроны в специальном радиочастотном разряде в среде плазмы дейтерия, экстрагируются и разгоняются высоким положительным потенциалом 1 МВ по отношению к источнику ионов , затем нейтрализуются в газовой ячейке. Оставшиеся заряженными ионы отклоняются электростатическим полем в специальную охлаждаемую водой мишень. При потреблении примерно 55 МВт электроэнергии, каждый из двух планируемых на ITER инжекторов нейтральных атомов способен вводить в плазму до 16 МВт тепловой энергии. Криостат[ править править код ] Криостат [30] [31] — самый большой компонент токамака. Внутри криостата будут располагаться остальные элементы машины.