?

Log in

No account? Create an account

Previous Entry | Next Entry

Внезапно наткнулся на хорошее интервью на сайте http://www.atomic-energy.ru с физиком Алексеем Беклемишевым, руководителем проекта ГДМЛ, которого я упоминал в статье про новые успехи открытых ловушек. В этом интервью он говорит про успехи Tri Alpha с точки зрения физиков, про то, почему нужно еще что-то кроме токамаков (причем гораздо более взвешено, чем многие), и какая еще польза от термоядерных установок может быть, кроме энергетической.






В конце августа мировые СМИ облетело сообщение американской компании Tri Alpha Energy, заявившей о «существенном прорыве» в разработке собственного термоядерного реактора, альтернативного самым популярным в мире токамакам. Работающие над проектом инженеры заявили, что им удалось добиться удержания раскаленной до 10 млн °C плазмы в течение 5 мс — на большее системе просто не хватило энергии.

У Tri Alpha Energy заметные русские корни: как стало известно, через одну из своих зарубежных «дочек» долей в компании владеет «Роснано». Не последнюю роль в этом проекте играют и российские ученые, так что недавний прорыв — и их заслуга. Так, сложнейшие инжекторы для установки проектируются и изготавливаются в сибирском Институте ядерной физики им. Будкера СО РАН. По словам кандидата физико-математических наук Алексея Беклемишева, участвующего в создании этих инжекторов, такая задача вряд ли по силам ученым других стран. Мы поговорили с ним о том, чем реактор Tri Alpha отличается от токамаков, как их можно использовать для получения золота и о возможностях термоядерной энергетики вообще.

— Говорят, что различные варианты реакторов — токамаки, стеллараторы и так далее — это разные способы удержания плазмы, которые физики пытаются освоить для управляемого термоядерного синтеза. Чем в этом ряду выделяется проект Tri Alpha?













— И токамаки, и стеллараторы, и то решение, которое отрабатывают создатели Tri Alpha, принципиально не так уж и различаются: все они используют магнитное удержание плазмы. Плазма в них поддерживается в квазистационарном состоянии, то есть сохраняется в течение довольно долгого времени, с помощью внешнего магнитного поля.

Существенно отличаются от них импульсные системы, в которых используются сверхкороткие и сверхмощные лазерные вспышки. Там все происходит за мельчайшие доли секунды — фактически это не «горение», а серия крошечных термоядерных микровзрывов. Кроме того, существует целый спектр промежуточных вариантов.


Модель реактора С-2 Tri Alpha

— В чем тогда главные отличия схемы, над которой работают в Tri Alpha, от более привычных нам токамаков?

— Конфигурация магнитного поля в Tri Alpha примерно такая же, как в токамаке: это замкнутые силовые линии, образующие «бублик», или тор.

Давайте вспомним, что плазма состоит из ионов и электронов. Электроны — частицы юркие и быстрые, и если они смогут «убегать» из плазмы, она станет стремительно остывать. По счастью, электроны заряжены и двигаться могут только по силовым линиям магнитного поля. Поэтому классический подход к удержанию электронов состоит в том, чтобы замкнуть линии магнитного поля в тор. Так это реализовано и в токамаках, и в стеллараторах, и в системах с обращенным полем — таких, как в Tri Alpha.

Однако если в токамаке это поле формируют сложные системы из сверхпроводящих магнитов, сердечников и обмоток, то здесь этот тороидальный сгусток образуется прямо внутри небольшого плазменного «облака». Это решение дает основное преимущество Tri Alpha — преимущество компактных размеров. Если мощный токамак, такой, как строящийся ITER, формирует тороидальный сгусток размерами с дом, то установка Tri Alpha в самом масштабном своем исполнении создает плазменный тор радиусом около двух метров.

Системы с обращенным магнитным полем более компактны, дешевы, а потенциально и более эффективны, чем токамаки. Теория предсказывает, что в токамаках некоторые перспективные термоядерные топливные циклы нереализуемы в принципе по целому ряду причин. Горения дейтериево-тритиевой (D-T) плазмы в них добиться можно, а вот дейтериево-дейтериевое (D-D) топливо, а тем более протон-бор-11 (p-B) в токамаке использовать нельзя.

Эти виды топлива намного выгоднее с точки зрения и выхода энергии, и экологии, и других факторов. Но они требуют намного большей эффективности удержания плазмы магнитным полем, чем это доступно токамакам. Однако в некоторых альтернативных системах, в том числе с обращенным полем, удержание плазмы может достигать нужного уровня. Отсюда и надежды, которые связываются с такими проектами, как Tri Alpha.

— Какую же роль во всем этом играют инжекторы, разработкой которых заняты вы с коллегами?

— Роль их огромна, причем нужны они для реакторов любых типов, будь то токамак ITER или Tri Alpha. Во-первых, чтобы термоядерная реакция пошла, плазму надо нагреть. Во-вторых, некоторые потери частиц из нее в любом случае неизбежны, и недостаток нужно постоянно восполнять. В-третьих, что особенно важно для тороидальных систем, с помощью инжекции в плазме можно поддерживать электрический ток. Для всего этого и нужны инжекторы: их задача — «впрыскивать» внутрь плазмы заранее подготовленные и разогретые частицы.

Сделать это непросто, ведь мы вынуждены ограничивать плазму магнитным полем, чтобы не выпускать частицы наружу. Но оно же не впускает другие частицы и внутрь плазмы. Поэтому мы должны «закидывать» их в плазму в виде нейтральных атомов, которые на магнитное поле практически не реагируют, и уже затем превращать атомы в ионы. Причем подавать их приходится на достаточно большой скорости, чтобы атомы успели достичь центральных областей плазмы прежде, чем потеряют электроны и станут ионами.

Для больших реакторов, таких, как токамак ITER или система Tri Alpha, требуется постоянная работа инжекторов, причем на высоких уровнях энергии. Инжекторы требуются мощные, нередко размерами они оказываются даже больше самого реактора. Кроме того, существуют инжекторы диагностические. Они используют поток быстрых атомов не для «подпитки» термоядерной реакции, а для исследования плазмы и всего, что происходит у нее внутри.

Это большая наука и высокие технологии в чистом виде. Разработка инжекторов — очень непростая техническая, технологическая и научная задача. Мы занимаемся ей как для своих установок, работающих в Новосибирске, так и для ряда международных проектов уже лет 15–20. Думаю, наша команда является мировым лидером в этой области. Поэтому одним из наших заказчиков стал и проект Tri Alpha. Причем заказчиком весьма выгодным: им требуются уникальные инжекторы, и они готовы финансировать разработку нужных для этого технологий. Получается, мы делаем свою научную работу, развиваем высокие технологии, собираем высококвалифицированные кадры и даже зарабатываем на этом хорошие деньги.


Инжекторы нейтралов (большие наклонные цилиндры), изготовленные ИЯФ для Tri Alpha

— Если уж говорить о Tri Alpha, то буквально недавно СМИ пестрели сообщениями о том, что авторам проекта удалось совершить громадный и важный шаг вперед. Насколько на самом деле существенно это достижение?

— По большому счету, оно состоит в том, что команда Tri Alpha добилась результатов, которые обещала своим инвесторам. Работа этого проекта организована поэтапно, и на каждом шаге они должны достичь определенных результатов, продемонстрировать их инвесторам, подтвердить, что дела развиваются нужным образом, — и только после этого получить новое многомиллионное финансирование для следующего шага.

Соответственно, то, что мы видели недавно, — это, в общем-то, пиар-шумиха, поднятая ради того, чтобы убедить инвесторов в необходимости выделить 300 млн долларов на следующий этап работы. Впрочем, для этой шумихи есть и вполне хорошие основания.

Вспомните, мы говорили, что реактор Tri Alpha является системой с обращенным магнитным полем. Объем плазменного тора, который в ней существует, сравнительно невелик. Плазма очень быстро теряет некоторое количество частиц, остывает и распадается. И лишь недавно разработчикам Tri Alpha впервые удалось добиться стабильного существования плазменного «бублика» все то время, пока их установка работала — пока не кончилась запасенная для эксперимента энергия. При этом все параметры плазмы оставались на одном уровне.

Иначе говоря, в удержании горячей плазмы авторы Tri Alpha вышли на стационар. Можно уверенно предполагать, что и в дальнейшем, когда плазма будет нагреваться до еще более серьезных температур, которые требуются для термоядерного синтеза, им удастся удерживать плазму в этом состоянии. Это была одна из проблем, присущих всем установкам с обращенным полем, и решить ее удалось впервые. По большому счету, это действительно серьезное достижение, доказательство принципа, того, что выбранный подход может в итоге сработать.

Как мы уже говорили, токамаки ограничены довольно низкой эффективностью удержания плазмы, и в них не получится реализовывать термоядерные реакции на самых перспективных видах топлива. В Tri Alpha замахнулись на большее: теоретически они планируют получить примерно в десять раз лучшее удержание плазмы и смогут реализовать намного более «продвинутые» реакции, вплоть до протон-бор-11.

Важнейшей особенностью этой реакции является то, что ее энергия выделяется в виде заряженных частиц и гамма-квантов, которые, в отличие от нейтронного излучения, легко экранировать. Отсюда и уникальное предложение Tri Alpha: «чистый термояд», энергия без нейтронов и без радиоактивности. Однако есть и фундаментальная трудность реализации такого подхода. Это требуемая температура: если «дейтериевый» термоядерный синтез эффективно работает при температуре плазмы 100–300 млн градусов, то для протон-бор-11 температура нужна раз в 20 выше. Огромные температуры заставляют плазму активно излучать, и практически всю свою энергию она быстро теряет в форме рентгеновского излучения. Такая плазма не сможет самостоятельно гореть, ее надо постоянно подпитывать энергией извне, в частности с помощью инжекторов.

Вообще выделение энергии — это совершенно отдельный и важный разговор. Дело в том, что в термоядерных реакциях оно происходит в большей степени в виде нейтронов и всевозможных видов ионизирующих частиц — протонов, гамма-квантов и т.п. И эта энергия, конечно, опасна и для работающих тут людей, и для оборудования...

На эксперименты с дейтериево-тритиевой плазмой даже физики идут очень неохотно. Лет 20 назад такие опыты проводились в США, после чего токамак пришлось разобрать и захоронить: он стал радиоактивным, и использовать его дальше было слишком опасно. Токамак JET в Великобритании короткое время работал с тритием, после чего надолго останавливался на обслуживание. Чтобы реально получить термоядерный выход энергии больше, чем затраты, нужны установки со сложной и дорогой защитой.

Поэтому, когда токамак ITER, который сейчас возводится во Франции, перейдет на «тритиевую программу» работы, он будет полностью переведен на автоматизированное обслуживание. Вокруг установки останутся только роботы, которые будут выполнять все нужные работы. И даже при этом для ITER разрабатывается специальное защитное «одеяло», которое укроет всю установку и будет задерживать радиацию и нейтроны.

— По-вашему, какой именно тип реакторов в итоге «победит» и будет использоваться в будущей термоядерной энергетике?

— Думаю, реактор ITER в итоге заработает примерно так, как и задумали его разработчики, и в нужный срок выйдет даже на запланированный уровень мощности. Проблема тут не в физике, а в экономике: даже когда ITER заработает, сам по себе он мало кому будет нужен. Иначе говоря, управляемую термоядерную реакцию получить удастся — но это еще слишком мало даст в плане коммерческого использования термоядерной энергии. Участники ITER это понимают и сами, поэтому после него задуман уже новый и еще более громадный проект DEMO, задачей которого будет демонстрация экономически оправданной схемы термоядерной электростанции.

Такие электростанции на основе токамаков смогут вырабатывать несколько гигаватт энергии (как современные крупные АЭС и ГЭС. — РП.). Это будут огромные, сложнейшие в проектировании, возведении и управлении инженерные системы, на порядки сложнее атомных электростанций. Такой масштаб не каждой стране по плечу, да и не всем он нужен.

В общем, мы получим довольно ограниченные возможности использования при не самом дешевом электричестве. Поэтому мне кажется, что хотя от ITER вполне стоит ждать успеха, но история токамаков как источников энергии на этом может и закончиться. Если только не найдется какая-то иная реализация этой концепции.

— Но тогда неясным получается вообще смысл работ в области управляемого термоядерного синтеза. Зачем учиться управлять плазмой, если мы получаем дорогую и «радиоактивную» энергию?

— На самом деле энергия — это далеко не единственная область потенциального применения для управляемого «термояда». Даже опасные нейтроны, вылетающие в результате реакции, чрезвычайно ценны для некоторых областей. Фактически стоимость этих быстрых нейтронов намного превышает стоимость золота.

Если на их пути поставить определенную мишень, то с их помощью можно проводить «трансмутацию элементов» в мишени — в промышленных масштабах реализовать мечту алхимиков о превращении одних веществ в другие. Говоря современным языком, мы можем получать одни нужные нам изотопы или уничтожать другие, вредные и опасные.

Перспективы создания такой установки для «дожигания» радиоактивных отходов радиоактивных производств вполне близки. Если до термоядерной энергетики ждать еще придется, думаю, полвека, то «дожигатель» наверняка появится лет через 10. Подсчитано, что такая установка будет экономически и практически оправдана, когда эффективность превращения в нейтроны энергии, подаваемой на термоядерный реактор, достигнет хотя бы 10%. И эта планка уже маячит перед разработчиками довольно недалеко.

Следом может появиться система, которая называется «наработчик топлива». Для нее требуется уже примерно 50% эффективности превращения энергии в нейтроны. Здесь мы сможем получать важные изотопы практически в промышленных количествах — нарабатывать ценное ядерное топливо, превращая торий в смесь изотопов с ураном-233.

Кроме того, сейчас активно продвигается концепция гибридных ядерно-термоядерных реакторов, большим сторонником которой является глава совета ITER академик Евгений Павлович Велихов. Подразумевается, что термоядерная установка будет вырабатывать нейтроны, а те будут питать высокоэффективный и безопасный ядерный реактор на быстрых нейтронах.

— По вашим словам, у разработчиков Tri Alpha спланирован каждый этап их будущих работ. А есть у этого плана какой-то обозримый финал? Когда можно ждать обещанного «чистого термояда»?

— Проблема Tri Alpha не только в реакторе и удержании плазмы. Требуется решить еще невероятное количество научных и технических проблем. Нужно найти высокоэффективный способ превращать выделяющееся в реакторе рентгеновское излучение в электричество. Требуется довести энергоэффективность каждого элемента системы до максимально возможной — кстати, инжекторов это касается особенно. В настоящее время ведутся исследования с целью добиться КПД «от розетки» под 85 и даже 90%.

Что же до планов Tri Alpha, то нужно вспомнить, что добиться стационарного состояния им удалось только сейчас. В прошлом эксперименты проходили не столь удачно, и параметры плазмы были откровенно низкими. Она распадалась слишком быстро. В конструкцию экспериментальной установки было внесено множество изменений, и им удалось реализовать ее полный потенциал. Надеюсь, теперь Tri Alpha получит финансирование следующей установки С-3, и на ней будут стоять наши новые, более мощные инжекторы.










Comments

nimroder
Mar. 24th, 2016 10:52 pm (UTC)
>"Helion Energy за работой", картина маслом.

Хе-хе, занятная притча у Вас вышла. Напомнило о "Физики шутят". Ещё раз благодарю за разъяснения, становится понятнее, о каких "жёстких инженерных ограничениях" шла речь выше :-/
И всё-таки, попробую ещё разок выступить адвокатом. Конкретно - по системе питания.

> Как вам "единичный модуль на 1,5ГВт", звучит?

Вот,что отыскал по двигателю: http://ic.pics.livejournal.com/nimroder/24116840/8749/8749_900.jpg Заявляют, что будет до 2 кДж в импульсе. Теперь на пальцах прикинем, хватит для реактора или нет.
Итак, мощность реактора 100 МВт, частота работы 2 Гц, Q=20 -> в FRC-плазмоид закачивается энергия 2,5 МДж. Допустим, что две трети этой энергии FRC получает за счёт адиабатического сжатия в центральном магните реактора. И одна треть - кинетическая энергия, которую сообщают ему хвосты установки. Поскольку плазмоидов два, то каждый из хвостов должен сообщать своему FRC энергию в 400 кДж.
Далее, хвост состоит из нескольких ступеней ускорения/сжатия. Пускай их четыре и они одинаковые. Тогда первая ступень (условно говоря - наш двигатель) должна быть на 100 кДж.
Получается, систему питания нужно масштабировать в 50 раз. Мдаа, не сильно обнадёживает. Но посмотрите на картинку по ссылке. Эти модули питания на 2 кДж довольно компактны. Объединить 50 таких в один не кажется невыполнимой задачей.

На этом моя адвокатская деятельность, пожалуй, окончена, ибо по остальным позициям к Вашей критике добавить мне нечего :-)
Что ж, будем ждать интервью! С нетерпением даже, я бы сказал. И ещё раз Вам спасибо за диалог.
Алексей Беклемишев
Mar. 25th, 2016 04:02 am (UTC)
"каждый из хвостов должен сообщать своему FRC энергию в 400 кДж"
Вы в своих оценках исходите из энергии, которую должен получить FRC, а я - из энергии, которую надо передать магнитной системе,
чтобы изменить магнитное поле так, чтобы FRC двигался куда надо. Моя оценка вообще не зависит от наличия FRC :) Получившаяся
огромная разница - циркулирующая мощность в системе (как в трансформаторе на холостом ходу). Часть из неё можно рекуперировать,
но потери в джоулево тепло тоже считаются от неё...

"по остальным позициям к Вашей критике"
Хочу отметить, что моя "критика" - следствие того, что я плохо понимаю, что именно задумали авторы проекта. Может у них уже есть ответы
на мои озабоченности, а может эти ответы можно придумать, если постараться. По сути я критиковал сам себя - свою интерпретацию
и мысленное воплощение чьей-то идеи.

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

November 2017
S M T W T F S
   1234
567891011
12131415161718
19202122232425
2627282930  

Page Summary

Powered by LiveJournal.com