ВТСП для управляемого термоядерного синтеза
2008, Tом 5, выпуск 5
Тематика: Крупные проекты
Создание и развитие термоядерной энергетики необходимо вследствие исчерпаемости мировых запасов ископаемых ресурсов и ограниченных возможностей возобновляемых источников электроэнергии для удовлетворения непрерывно возрастающих потребностей мирового сообщества. Работы по реализации реакций управляемого термо-ядерного синтеза (УТС) с получением энергии для практического использования ведутся с 50-х годов прошлого столетия.
В настоящее время, основным этапом в продвижении УТС является создание Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР), в сооружении которого принимают участие 7 сторон: Евросоюз, Индия, Китай, Республика Корея, Россия, США, Япония. Проектирование модулей реактора полностью закончено и сейчас в исследовательском центре Кадараш (Франция) начинается его строительство.
В ИТЭР предполагается осуществить реакцию синтеза в термоизолированной дейтерий-тритиевой плазме. Конечными продуктами реакции явятся атом гелия и высокоэнергетичный нейтрон с выде-лением 17,6 МэВ энергии.
Однако ИТЭР еще не прототип промышленного энергетического реактора. Основная его задача заключается в зажигании и получении квазистационарной (1000 секунд) реакции синтеза. Получение термоядерной энергии – цель следующего демонстрационного реактора (ДЕМО). Его конструктивные особенности и параметры пока еще плохо различимы, они будут определены по результатам экспериментальной эксплуатации ИТЭР. Тем не менее, ключевые технологии ДЕМО уже обсуждаются, разрабатываются, а некоторые даже испытываются.
К настоящему времени, наибольшие успехи в удержании высокотемпературной плазмы достигнуты в так называемых токамаках – тороидальных камерах с магнитным удержанием плазмы. Идею использовать магнитные поля для удержания плазмы предложили в 1950 году академики А.Д. Сахаров и И.Е. Тамм, а первый токамак был разработан и реализован большой группой советских ученых под руководством академика Л.А. Арцимовича.
Рис. 1. Схема реактора ИТЭР.
Схема ИТЭР (рис. 1) в основном повторяет классический советский токамак, рожденный в давние 60-е годы ХХ века. Особенностью ИТЭР является объединение основных достижений в области строительства экспериментальных установок с магнитным удержанием плазмы: введение дивертора – устройства для очистки плазмы от «примесей», вытянутое по вертикали поперечное сечение плазмы и использование сверхпроводников для магнитных систем реактора. Последнее важно, поскольку выигрыш в электроэнергии в токамаках с магнитной системой на основе резистивных элементов принципиально невозможен.
Сверхпроводниковые магнитные системы (СМС) ИТЭР будут служить для поджига, удержания и управления дейтерий-тритиевой плазмы, разогретой до температур ~ 100 млн. К. Чтобы плазменный шнур не «разорвался» и не коснулся стенок, его «подвешивают» в пространстве и стабилизируют основным «тороидальным» и вспомогательным «полоидальным» магнитными полями. Получающаяся в результате замкнутая магнитная конфигурация оказывается почти идеальной ловушкой для термоядерной плазмы. Она позволяет эффективно защитить материальные стенки камеры от воздействия ультравысоких температур. Высота плазмен-ной камеры – около 8 метров, ее поперечник – око-ло 4 метров. Тороидальное магнитное поле должно достигать 6 Тл на оси камеры и 12-15 Тл на обмотках тороида, полный плазменный ток – 18 МА. Мощность термоядерного горения должна достичь 500 МВт.
Рис. 2. а) Схема токамака-реактора: 1 – центральный соленоид; 2 – катушки тороидального поля; 3 – катушки полоидального поля; 4 – плазменный шнур. б) Схема расположения корректирующих катушек.
СМС реактора состоят из четырех основных частей (рис. 2) – центрального соленоида,
18-ти катушек, создающих тороидальное поле, системы из 6 катушек, обеспечивающих полоидальное поле, а также 18-ти корректирующих катушек. СМС изготавливаются из низкотемпературных сверхпроводников (НТСП), в частности, центральный соленоид и катушки тороидального поля наматываются из материалов на основе Nb3Sn, а катушки полоидального поля и корректирующие катушки – из NbTi. В то же время, в токовводах СМС (рис. 3), для снижения теплопритока к основной магнитной системе, предполагается использовать материалы на основе первого поколения ВТСП (BSCCO).
Рис. 3. Токоввод на 70 кА для ИТЭР.
Одна из серьёзных проблем при создании ИТЭР – это дороговизна проекта (его стоимость оценивается в 12 млрд. USD). Причем существенная часть общих затрат (свыше 25%) расходуется на создание именно СМС и системы криогенного обеспечения. Очевидно, что для термоядерных реакторов будущего необходимо переходить к другим технологическим решениям, использование которых позволит не только повысить эффективность установки, но и существенно удешевит её создание и эксплуатацию.
Известно, что для получения 1 Вт холода при 4 К требуется от 700 до 2000 Вт электроэнергии, в то время как для того же ватта холода при 30 K потребуется взять 80 Вт “от розетки”, а для производства ватта при 77 К достаточно 12 Вт электроэнергии!
Поэтому один из логичных путей дальнейшего развития – уход от НТСП проводов, функциональные возможности которых для УТС близки к исчерпанию по величине рабочей температуры (гелиевые температуры ~ 4 К), а также по значениям верхнего критического поля и токонесущей способности.
Рис. 4. Полевые характеристики сверхпроводниковых материалов.
В качестве возможной замены следует рассматривать сверхпроводящие материалы из MgB2, которые, как ожидается, могут иметь цену ниже, чем материалы из Nb-Ti, и уже коммерчески доступные ВТСП на основе купратов (первого - BSCCO и второго - YBCO поколений), свойства которых к настоящему времени достаточно хорошо изучены, а технология их получения в последние годы интенсивно развивается.
Ожидается, что ВТСП материалы дадут существенный выигрыш уже при 20 К (температура кипения водорода), кроме того, при этой температуре ВТСП обладают некоторым “запасом” по полевым (рис. 4) и токонесущим (рис. 5а) требованиям к материалам для СМС термоядерного реактора.
Однако использование ВТСП второго поколения принесёт ещё большие выгоды при рабочих криогенных температурах, близких к азотной (~ 65 К). Полевые и токовые характеристики YBCO (рис. 4 и 5б) вполне позволяют это осуществить.
Рис. 5. Токонесущие способности сверхпроводниковых материалов при (а) 20 К и (б) 77 К. B ^ I, B || плоскости ленты.
Снижение стоимости проектов крупных СМС на основе ВТСП возможно за счет как снижения затрат на криогенное оборудование и, очевидно, снижения эксплуатационных затрат на поддержание рабочих температур, а также уменьшения расходов на сам сверхпроводник, поскольку ожидается, что с течением времени и развитием технологий стоимость ВТСП материалов существенно снизится (рис. 6).
Но не только высокая стоимость ограничивает использование ВТСП для УТС. Поскольку к материалам для СМС предъявляются чрезвычайно высокие требования, то помимо отработки технологий необходимы тщательные предварительные исследования механической прочности, радиационной стойкости, стабильности СП материалов, Разрабатываемые конструкции токонесущих элементов должны пройти всестороннюю проверку работоспособности в макетных обмотках.
Рис. 6. Прогноз стоимости ВТСП материалов и медных проводов.
Тем не менее, критические параметры ВТСП мате-риалов, успехи в их технологии и заметное ежегодное снижение их стоимости дают основание считать, что они в ближайшее время могут составить конкуренцию НТСП материалам в сверхпроводящих установках для реакторов УТС, в первую очередь при изготовлении полоидальных магнитных катушек, магнитные поля в которых относительно малы.
- Е.П. Велихов, С.В. Мирнов, “Управляемый термо-ядерный синтез выходит на финишную прямую“
- E. Salpietro, Supercond. Sci. Technol., 19, S84 (2006).
- P. Komarek and E. Salpietro, Review of European Activities in Superconductivity for Thermonuclear Fusion, in the Light of ITER, IEEE/CSC & ESAS EUROPEAN SUPERCONDUCTIVITY NEWS FO-RUM, No. 4, April 2008.
- G. Janeschitz et al., “High temperature supercon-ductors for future fusion magnet systems: status, prospects and challenges”, presented at 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu, China, (2006).