казахстанский материаловедческий токамак что это

Казахстанский токамак готовят к запуску. Фоторепортаж

Термоядерный синтез – перспективная технология, с помощью которой в будущем, возможно, человечество решит проблему поиска альтернативных источников энергии.

7 миллиардов тенге из бюджета страны, вложенных в строительство, и 6 лет вынужденного простоя в поисках источников финансирования. Проект казахстанского материаловедческого токамака был на грани закрытия. Однако ситуация радикально изменилась благодаря новым направлениям международного сотрудничества. Журналист Григорий Беденко побывал в Курчатове и специально для Infromburo.kz подготовил репортаж о перспективах исследований в области управляемого термоядерного синтеза.

Немного истории

В середине XX века самые развитые страны мира очень быстро овладели атомной энергией и научились использовать её как в военных оружейных программах, так и для получения больших объёмов тепловой и электрической энергии в мирных целях. Однако процесс управляемого распада атомного ядра оказался крайне небезопасным для окружающей среды. Аварии на атомных станциях и колоссальная проблема с утилизацией высокоактивных отходов лишили этот вид энергетики перспектив. Тогда же, в середине века, учёные выдвинули гипотезу о том, что альтернативой может стать управляемый термоядерный синтез. Специалисты предлагали повторить в земных условиях процессы, происходящие в недрах звёзд, и научиться не только их контролировать, но и получать энергию в необходимых для существования цивилизации количествах. Как известно, в основе термоядерного синтеза лежит принцип слияния лёгких ядер водорода в более тяжёлые с образованием гелия. При этом выделяется значительно больше энергии, чем при обратном процессе, когда ядра тяжёлых элементов делятся на более лёгкие с огромным энерговыделением и образованием изотопов различных элементов таблицы Менделеева. Вредных воздействий и опасных отходов производства в термоядерных реакторах нет.

Любопытно, что сам процесс термоядерного синтеза был достаточно легко воссоздан для оружейных программ, однако разработка мирных энергетических проектов оказалась практически нерешаемой задачей. Главное для водородной бомбы – это, собственно, запустить процесс синтеза, который происходит за наносекунды. Но для энергетического термоядерного реактора необходимы особые условия. Чтобы получить энергию, необходимо за определённый промежуток времени удержать в контролируемом состоянии высокотемпературную плазму – она разогрета от 10 до до 30 миллионов градусов Цельсия. При удержании такой плазмы создаются физические условия для слияния лёгких ядер дейтерия и трития в тяжёлые. Причём энергии должно выделиться больше, чем затраченной на разогрев и удержание плазмы. Считается, что однократный импульс с протеканием управляемого термоядерного синтеза с положительным коэффициентом энерговыделения должен продолжаться не менее 500 секунд. Но за такое время и при таких температурах ни один конструкционный материал перспективного реактора не выдержит. Он просто испарится. И вот над проблемой материаловедения ученые всего мира почти безрезультатно бьются уже более полувека.

Это сильно замедленное видео показывает образование плазмы в казахстанском токамаке (материалы предоставлены Институтом атомной энергии НЯЦ РК)

Образование плазмы в КТМ

Что такое токамак и стелларатор?

Аббревиатура русская, как как первая установка была разработана в Советском Союзе. Токамак – это тороидальная камера с магнитными катушками. Тор представляет собой трёхмерную геометрическую фигуру (по форме напоминающую бублик, если простыми словами), а тороид – тонкий провод, намотанный на каркас в форме тора. Таким образом, высокотемпературная плазма в установке образуется и удерживается в форме тора. При этом главный принцип токамака сводится к тому, что плазма не взаимодействует со стенками камеры, а как бы висит в пространстве, удерживаемая сверхмощным магнитным полем. Схему термоизоляции плазмы и метод использования подобных установок в промышленных целях впервые предложил советский физик Олег Александрович Лаврентьев. Первый токамак был построен в 1954 году и долгое время существовал только в СССР. До настоящего времени в мире было построено где-то около двух сотен подобных устройств. Сейчас действующие тороидальные камеры для исследования управляемого термоядерного синтеза есть в России, США, Японии, Китае и в Евросоюзе. Самым крупным международным проектом в этой сфере является ITER (об этом чуть позже). Инициатором строительства материаловедческого токамака в Казахстане был руководитель российского Курчатовского института академик Евгений Павлович Велихов. С 1975 года он возглавлял советскую программу управляемых термоядерных реакторов. Идея построить установку на бывшем Семипалатинском ядерном полигоне появилась в 1998 году, когда Велихов встретился с президентом РК Нурсултаном Назарбаевым.

Стелларатор представляет собой альтернативный токамаку тип реактора для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Изобретён американским астрофизиком Лайманом Спитцером в 1950 году. Название происходит от латинского слова stella (звезда), что указывает на аналогичность процессов внутри звёзд и в рукотворной установке. Главное отличие состоит в том, что магнитное поле для изоляции плазмы от внутренних стенок камеры полностью создаётся внешними катушками, что позволяет использовать его в непрерывном режиме. Плазма в стеллараторе образуется в форме “мятого бублика” и как бы закручивается. На сегодняшний день исследовательские стеллараторы есть в России, на Украине, в Германии и в Японии. Причём в Германии недавно запущен крупнейший в мире стелларатор Wendelstein 7-X (W7-X).

И всё же наиболее перспективным в качестве промышленного термоядерного реактора на сегодняшний день считается токамак.

Источник

Казахстанский Токамак станет прорывом в атомной энергетике

Проведение совместных научных исследований на казахстанском материаловедческом реакторе токамак (КТМ) в рамках Программы АТОМ-СНГ позволит занять одно из лидирующих мест в мировой термоядерной программе по материаловедению – статус первого в мире технологического токамака для реакторного материаловедения, рассказали Йорику в Национальном ядерном центре (НЯЦ).

Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) – тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем — тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора, являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Магнитное поле токамака и поток.

КТМ (Казахстанский токамак материаловедческий) – является электрофизической установкой, предназначенной для исследований в области управляемого термоядерного синтеза. В частности – для проведения материаловедческих исследований конструкционных материалов, планируемых к использованию в энергетических термоядерных реакторах будущего. Таким образом, Токамак КТМ не вырабатывает энергию и это не является целью создания данной установки. Планируется что первый опытно-демонстрационный реактор (ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor, www.iter.org), работающий на основе управляемого термоядерного синтеза и способный вырабатывать энергию будет запущен в 2020-х годах в г. Кадараш (Франция). Проект ITER реализуется в настоящее время усилиями многих стран мира. Данный проект является одним из самых дорогих и технологически сложных проектов, когда-либо реализуемых человечеством. Республика Казахстан участвует в данном проекте в квоте Российской Федерации посредством создания комплекса Токамака КТМ (проект реализуется с 2003 года), на котором будут исследоваться материалы для ответственных «внутрикамерных» узлов и компонентов установки ITER.

Физический пуск установки КТМ планируется осуществить к открытию специализированной международной выставки ЭКСПО-2017 «Энергия будущего» – в мае 2017 года.

“Проект КТМ полностью соответствует идеи международной выставки ЭКСПО-2017, которая заключается в привлечении внимания к решениям и способам, обеспечивающим управление устойчивыми источниками энергии, направленными на борьбу с глобальным потеплением и изменением климата; стимулирование использования альтернативных источников энергии; обеспечение надежности энергоснабжения, снижение загрязнения окружающей среды и риска для здоровья людей; уменьшение потребления ископаемого топлива и снижение выбросов углекислого газа; создание инновационной платформы для тиражирования современных технологий и знаний”, – рассказали в НЯЦ.

Реализация проекта КТМ позволит заложить основы решения важных задач современной ядерной энергетики, в числе которых наработка искусственного ядерного топлива, замыкание топливного цикла, утилизация ядерных отходов, что соответствует современным инновационным подходам к развитию атомной энергетики с использованием достижений управляемого термоядерного синтеза. В свою очередь, выполнение программы совместных исследований позволит отработать методы испытания конструкционных материалов и создать методическую базу измерений, создать промышленно-технологическ ие основы для производства нового поколения конкурентоспособной наукоемкой продукции мирового уровня в области атомной энергии, машиностроительного и энергетического оборудования.

В настоящее время завершаются работы по созданию Токамака КТМ. С 2010 года в силу различных причин финансирование данного проекта было приостановлено. В 2016 году на заседании Республиканской Бюджетной Комиссии завершение реализации данного проекта было одобрено и открыто соответствующее финансирование. Согласно утвержденного Рабочего проекта на создание комплекса Токамака КТМ, а также стратегического плана Министерства энергетики Республики Казахстан – ввод комплекса КТМ в эксплуатацию запланирован на конец 2017 года.

В период 2003-2010 г.г. на реализацию данного проекта затрачено 5,76 млрд. тенге. На завершение реализации комплекса КТМ, согласно утвержденного Рабочего проекта необходимо 1,7 млрд. тенге.

“Подытоживая вышесказанное, можно отметить, что реализация комплекса КТМ не отразится на тарифах на энергоносители и энергию на внутреннем и внешнем рынках. Задача, которая стоит перед термоядерными реакторами – переход на качественно новый уровень энергогенерации, решение глобальной энергетической и экологической проблем. В обозримом будущем, при переходе на термоядерную электроэнергетику, человечество получит практически неиссякаемый, экологически чистый вид энергии. Спрогнозировать изменение тарифа на получаемую энергию на сегодняшний день не представляется возможным”, – заключили в ядерном центре.

Госкорпорация «Росатом» активно вовлечена в процесс международного сотрудничества с Республикой Казахстан. Одним из проектов, реализуемых в рамках деятельности Комиссии государств – участников СНГ по использованию атомной энергии в мирных целях является проект совместного использования экспериментального комплекса на базе казахстанского материаловедческого токамака КТМ. Подписана и реализуется совместная программа работ по подготовке и проведению физического пуска токамака КТМ совместными усилиями российских и казахстанских специалистов с со-финансированием со стороны РОСАТОМа. Подписаны договора о сотрудничестве с НИЦ Курчатовский институт, ФТИ им. Иоффе.

Если вы нашли ошибку, пожалуйста, выделите фрагмент текста и нажмите Ctrl+Enter.

Источник

Понять и запустить

Казахстанские ядерщики осуществили запуск первого в мире специализированного токамака

При всех своих плюсах и технологических достижениях атомная энергетика таит в себе внушительную угрозу как для экологии, так и для человеческих жизней. Со времени строительства первых АЭС в мире сломано бесчисленное количество копий в спорах между сторонниками мирного использования атома и теми, кого сотрясает радиационная фобия.

Звездная энергия

Но еще более полувека назад ученые нашли более безопасный и эффективный путь получения энергии, позаимствовав идею у космических звезд, которые выделяют колоссальную энергию в результате термоядерного синтеза.

– Самым передовым и наиболее безопасным источником энергии на сегодняшний день считается термоядерная энергетика, – заявил генеральный директор Национального ядерного центра РК Эрлан БАТЫРБЕКОВ. – Это практически неограниченный источник дешевой и самой экологически чистой энергии, который известен человечеству.

Оболочка для вселенского напора

Однако, чтобы получить термоядерную энергию, нужны специальные реакторы. И на протяжении многих лет неразрешимым вопросом для ученых всего мира оставалась проблема конструкционных материалов, которые могли бы выдержать запредельные температуры термоядерного синтеза и не испариться. Эту задачу удалось решить благодаря казахстанскому материаловедческому токамаку КТМ.

– Наш токамак – это первая в мире специализированная установка, чья главная задача – поиск и исследование тех материалов, которые будут использованы в термоядерной энергетике, – пояснил Эрлан Батырбеков.

Главный принцип уникального казахстанского изделия сводится к тому, что плазма не взаимодействует со стенками камеры, а удерживается сверхмощным магнитным полем в пространстве.

Свидетелем пробного запуска стал весь Казахстан во время проведения “ЭКСПО-2017”. В ходе международной выставки состоялся первый физический пуск для отладки и проверки штатных систем КТМ.

– Теперь нами получен плазменный разряд, удовлетворяющий требованиям второго и заключительного этапа физического пуска. Объект введен в эксплуатацию, и начинается новый этап – вывод установки на проектные параметры, – заявили в Национальном ядерном центре.

Запуск токамака позволяет начать работы по изучению воздействия плазмы на материалы будущих термоядерных реакторов.

Пул избранных

Токамак предназначен для проведения термоядерных исследований, в которых заинтересованы многие страны. Не случайно Казахстан получил приглашение стать ассоциированным членом организации ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), которая работает над созданием международного экспериментального термоядерного реактора. В проекте участвуют страны Евросоюза, Индия, Китай, Южная Корея, Россия, США и Япония.

– С вводом в эксплуатацию и физическим пуском токамака Казахстан вошел в пул тех стран, которые обладают передовыми научно-техническими установками, чья главная задача – продвижение и развитие передовых технологий управляемого термоядерного синтеза. Это большое событие не только для ученых Казахстана, но и для всего мирового сообщества, потому что физического пуска установки такого уровня еще не было, – подчеркнул генеральный директор НЯЦ РК.

Источник

Казахстанский Токамак Материаловедческий

Обзор Токамака КТМ

• Токамак КТМ (казахстанский токамак материаловедческий) установка с магнитным удержанием высокотемпературной водородной или дейтериевой плазмы. Назначение КТМ – исследование поведения материалов первой стенки и приемных диверторных пластин под комплексным воздействием мощных излучений – тепловых и корпускулярных потоков из плазмы.

В основу токамака КТМ заложены идеи:

— организации стационарного режима горения плазменного шнура с температурой >107К с помощью дополнительного ВЧ-нагрева мощностью до 7 МВт и. возможно, в дальнейшем NBI;

— организации стационарных потоков пристеночной плазмы в диверторную область с мощностями близкими или превышающими мощности потоков в дивертор и на стенку камеры ITER. В стационарном режиме горения плазменного шнура вся мощность, идущая на поддержание средней температуры выше 107К идет на стенку и в диверторную область в соотношении 30 и 70%. Таким образом обеспечивается мощность потоков пристеночной плазмы со всеми особенностями, присущими плазме токамаков, необходимыми для исследований и испытаний материалов первой стенки и дивертора.

— создания устройств, позволяющих оперативно менять материалы диверторных пластин, условия приема и величины потоков плазмы, быструю откачку и др.

Общий параметры установки КТМ.

Большой радиус плазмы 0,9 м

Малый радиус плазмы 0,45 м

Аспектное отношение А 2

Удлинение плазмы К₉₅ 1,7

Тороидальное магнитное поле на оси В_то 1

Длительность тока 5 с

Мощность ВЧ 5 – 7 МВТ

Мощность тепловой нагрузки на приемные диверторные пластины 2 –20 МВт/м 2

Плотность плазмы, n (3-5)10 19 m –3

Миссия токамака КТМ

— создание экспериментальной базы для проведения системных исследований и испытаний материалов, технических и технологических процессов защиты первой стенки, приемных пластин дивертора, методов и систем теплоотвода;

— проведение уникальных исследований пограничной магнитной конфигураций между предельно компактным тороидами и классическими токамаками;

— создание условий для широкого международного сотрудничества в области материаловедения для термоядерной энергетики. Организация Международная лаборатории.

Токамак КТМ станет базовой установкой уникального стендового комплекса для проведения системных исследований материалов первой стенки и дивертора при взаимодействии потоков плазмы при нагрузках от 0,1 до 20 МВт/м 2 в широком диапазоне экспозиций.

Уникальность комплекса КТМ

Предусматриваемая возможность оперативного доступа в вакуумную камеру для смены элементов дивертора без нарушения высокого вакуума, параметры энергетических нагрузок, широкий набор используемых методов и диагностик позволят проводить на высоком уровне исследования и испытания в диверторном объеме и на первой стенке, что будет иметь важное значение для изучения материалов, обращенных к плазме, в программах ИТЭР, ДЕМО и для других экспериментальных и энергетических термоядерных реакторов.

Задачи проекта КТМ

— Создание уникальной исследовательской и испытательной базы для разработки материалов и соответствующих технологий термоядерных реакторов (ДЭМО и ПТЭ), а также узлов и элементов реакторных камер;

— Исследования принципиальных плазмофизических характеристик компактных токамаков как термоядерной составляющей гибридных реакторов для наработки искусственного ядерного топлива, утилизации долгоживущих высокоактивных отходов ядерной энергетики деления и, возможно, для производства электроэнергии в подкритических системах;

— Отработка высокоресурсных конструкций дивертора и первой стенки, режимов ВЧ-нагрева и генерации неиндуктивного тока в интересах ИТЭР и ДЭМО;

— Организация международной лаборатории, как центра международного сотрудничества с Россией, ЕС, США, Японией, Китаем и Южной Кореей.

Датчики напряжения обхода

Величина напряжения вихревого электрического поля на обходе плазменного шнура измеряется витком, расположенным максимально близко к плазменному витку.

Назначение и применение ДНО.

Датчики напряжения обхода (полнообходные петли) предназначены для измерения:

1.Напряжение на обходе плазменного витка U ext → U_R,pl → R_pl;

2.Данные с петель используются для восстановления крайней магнитной поверхности плазмы вместе с двухкомпонентными датчиками;

3.Данные с петель используются для построения карты магнитных полей;

Таблица 1 – Координаты витков ДНО и их электрические выводы.

1) Вывод через экваториальный патрубок.

2) Вывод через патрубок на крышке.

3) Проводник “начало” в витой паре обозначен узелком.

Рисунок 1 – Место расположения ДНО на вакуумной камере.

Сам виток измеряет непосредственно полное напряжение на обходе U ext :

,

где U_{R , pl} – омическое падение напряжение на плазменном шуре;

L_pl – индуктивность плазменного шнура;

Зная идуктивность и ток плазмы можно определить ее сопротивление и соответственно мощность омического нагрева.

(из Докуки)

Согласно УТС (Минеева) индуктивность можно найти из данных о геометрии плазмы.

Обработка данных с ДНО

Определение омического падения напряжения U_R на плазменном шнуре.

Напряжение на обходе:

, (1)

где U_i – напряжение снимаемое с i-ой петли, [В];

n – количество петель.

Напряжение на обходе складывается из омического падения напряжения и индуктивного:

, (2)

, (3)

где U_R – омическое падение напряжения, [В];

Значение тока плазмы I_pl ипроизводной тока плазмы dI / dt находятся из измерений поясом роговского:

(4)

Таким образом омическое падение напряжение:

(4)

Как видно из уравнения (4) для определения U_R необходимы данные о индуктивности плазменного шнура.

Индуктивность плазменного шнура:

, [Гн] (5)

где – магнитная постоянная, [Гн/м];

а – малый радиус плазмы, м;

k – вытянутость плазмы;

l_i – внутренняя индуктивность плазмы.

Внутренняя индуктивность плазмы:

(6)

Запас устойчивости для плазмы вытянутого сечения:

(7)

где B_t – магнитная индукция тороидального магнитного поля (на геометрической оси плазмы), Тл;

δ – треугольность плазмы;

А – аспектное отношение плазмы, A = R ₀ /а.

В уравнении (7) по всей видимости необходимо использовать значения вытянутости k и треугольности δ для 95% уровня полного полоидального потока в плазме, т.е. k ₉₅ и δ₉₅.

Большой радиус R ₀ плазменного шнура:

, (8)

Малый радиус а плазменного шнура:

, (9)

, (10)

, (11)

где , .

Рисунок 2 – Характерные точки сечения плазменного шнура.

После определения величины омического падения напряжения U_R на обходе плазменного шнуры можно определить мощность омического нагрева плазмы:

, [Вт] (12)

Активное сопротивление плазменного шнура:

, [Ом] (13)

Для плазменного шнура с большим радиусом R ₀, малым радиусом а и вытянутости k активное сопротивление:

, (14)

где – удельное сопротивление плазмы, Ом·м.

Откуда удельное сопротивление:

(15)

Величина удельного сопротивления обратна удельной проводимости:

, (16)

Определение мощности омического нагрева

Для определения мощности омического нагрева плазмы необходимо выполнить следующие операции:

где B_t – магнитная индукция тороидального магнитного поля, для расчета берем B_t =1Тл;

δ – треугольность плазмы;

к – вытянутость плазмы;

а– малый радиус плазмы, м.

2. Внутренняя индуктивность плазмы:

3. Индуктивность плазменного шнура:

, [Гн] (5)

где – магнитная постоянная, [Гн/м];

4. Омическое падение напряжение:

где – напряжение на обходе, [В];

U _ПР – напряжение снимаемое с пояса роговского (1ПРВ), [В];

К_ПР – постоянная пояса роговского, [м].

Все вычисления производятся после определения значений ток плазмы I_Pl инапряжения на обходе .

После определения величины омического падения напряжения U_R на обходе плазменного шнура можно определить мощность омического нагрева плазмы:

, [Вт]

Определение магнитного потока через датчики ДНО.

Для определения потока проходящего через полнообходные петли (ДНО) необходимо проинтегрировать напряжение снимаемое с петли:

, [Вб]

где U _ПР – напряжение снимаемое с ДНО, [В];

Значение напряжения берется после обработки (фильтрация и т.п.)

Операцию определения потока необходимо совершить для всех 12 петель, т.е. в конечном итоге будет 12 файлов со значением потока для каждой из петель.

Дата добавления: 2019-03-09 ; просмотров: 192 ; Мы поможем в написании вашей работы!

Источник