Исследователи из Института физики плазмы имени Макса Планка (IPP) в Германии сообщили об открытии, которое может способствовать созданию более компактных термоядерных электростанций. В установке термоядерного синтеза для предотвращения повреждения корпуса используется магнитная ловушка для удержания горячей плазмы с температурой более 100 млн °C на некотором расстоянии от его стенок. В настоящее время исследователи нашли способ значительно сократить это расстояние, что могло бы позволить строить меньшие по размеру и более дешевые термоядерные реакторы для производства энергии.
В термоядерном токамаке, таком как Международный термоядерный экспериментальный реактор (ITER), который в настоящее время строится в коммуне Сен-Поль-ле-Дюранс на юге Франции, горячая плазма удерживается магнитным полем торообразной формы. Эксперимент по усовершенствованию токамака ASDEX в институте IPP в г. Гархинг недалеко от Мюнхена служит концептуальным проектом для ITER, там же были разработаны важные элементы для ITER. Также в ASDEX проводятся испытания эксплуатационных условий плазмы и компонентов для будущих электростанций.
Центральным элементом для ASDEX и всех современных установок магнитного термоядерного синтеза является дивертор. Это часть стенки корпуса, которая отличается особой термостойкостью и имеет сложную конструкцию. «Тепло от плазмы, скапливающееся у стенки, поступает в дивертор. На более поздних версиях таких электростанций будет также извлекаться продукт термоядерного синтеза 4He, – пояснил профессор Ульрих Строт, руководитель отдела по вопросам взаимодействия плазмы со стенкой в IPP. – На этом участке нагрузка на стенки особенно высока». Поэтому в усовершенствованной установке ASDEX, а также в ITER, пластины дивертора выполнены из вольфрама, который является химическим элементом с самой высокой температурой плавления (3 422 °C).
Без принятия мер по противодействию 20 % термоядерной энергии плазмы будет достигать поверхностей дивертора. Под воздействием около 200 МВт/м2 сформируются примерно те же условия, что и на поверхности солнца. Однако дивертор в ITER, а также в будущих термоядерных электростанциях, сможет выдерживать максимум 10 МВт/м2. По этой причине в плазму добавляют небольшие количества примесей (чаще всего азота). Они забирают на себя большую часть его тепловой энергии, превращая ее в ультрафиолет. Тем не менее, граница плазмы (линия раздела) все равно должна находиться на некотором расстоянии от дивертора, чтобы защитить его. До настоящего времени в усовершенствованной установке ASDEX эта граница была на расстоянии не менее 25 см (измеряя от нижней точки плазмы – точки X – до краев дивертора).
Сегодня исследователям из IPP удалось сократить это расстояние до менее 5 см, не повреждая при этом стенку. «Мы специально используем излучатель точки X для этого явления, которое мы обнаружили около десяти лет назад в ходе экспериментов на усовершенствованной установке ASDEX, – сказал исследователь IPP доктор Маттиас Бернерт. – Излучатель точки X оказывается в магнитных ловушках особой формы, когда количество добавленного азота превышает определенное значение».
Это приводит к образованию небольшого плотного объема, который демонстрирует особенно сильное излучение в УФ-диапазоне. «Такие примеси дают нам несколько худшие свойства плазмы, но, если мы установим излучатель точки X в фиксированное положение, изменяя величину впрыска азота, мы можем проводить эксперименты на более высокой мощности, не повреждая при этом устройство/дивертор», – пояснил доктор Бернерт.
На снимках с камеры из вакуумного корпуса излучатель точки X (XPR) можно увидеть, как синее светящееся кольцо в плазме, так как он испускает видимое свечение в дополнение к УФ-излучению. Помимо того, что исследователи IPP интенсивно изучали XPR, случайность также сыграла роль в этом открытии: «Мы случайно сместили границу плазмы ближе к дивертору, чем предполагалось изначально, – сообщил физик IPP доктор Тильманн Лунт. – Мы были очень удивлены, что усовершенствованная установка ASDEX справилась с этим без проблем». Поскольку этот эффект может быть подтвержден в ходе дальнейших экспериментов, исследователи теперь знают: при наличии излучателя точки X, значительно больше тепловой энергии преобразуется в УФ-излучение, чем предполагалось ранее. После чего плазма излучает до 90 % энергии во всех направлениях.
Используя это открытие, будущие термоядерные электростанции могут стать более компактными и дешевыми. Диверторы могут быть меньшего размера и технологически проще, чем раньше (компактные излучающие диверторы). Поскольку плазма смещается ближе к дивертору, объем вакуумного корпуса можно использовать более эффективно. Первоначальные расчеты показывают, что, если бы корпус имел оптимальную форму, можно было бы увеличить объем плазмы почти в два раза при сохранении тех же размеров. Это также увеличило бы достижимую термоядерную мощность. Однако исследователи должны будут проверить это в ходе дальнейших экспериментов.
Кроме того, использование излучателя точки X также помогает противостоять режимам локализации границы (ELM). Это сильные выбросы энергии на границе плазмы, которые повторяются через равные промежутки времени и выбрасывают около десятой доли энергии плазмы в направлении стенок корпуса. ITER и будущие термоядерные реакторы могут получить повреждения в результате таких энергетических выбросов.
Директор подразделения IPP Ульрих Строт полагает, что это «значимое открытие в исследованиях термоядерного синтеза». Он пояснил, что XPR открывает новые возможности для разработки таких электростанций. «Мы продолжим изучать теорию, лежащую в основе этого явления, и постараемся лучше понять его при помощи проведения новых экспериментов на усовершенствованной установке ASDEX», – отметил он.
Скоро токамак в Гархинге будет идеально оборудован для этих целей. К лету 2024 г. будет установлен новый верхний дивертор. Его специальные катушки позволят свободно изменять магнитное поле вблизи дивертора и, таким образом, дополнительно оптимизировать условия для XPR.
Усовершенствованный диверторный токамак ASDEX – дословно переводится как «Эксперимент с осесимметричным дивертором» – был запущен в г. Гархинг в 1991 г. Его целью является подготовка физической базы для ITER и последующей демонстрационной установки DEMO. Для этого требуется, чтобы основные свойства плазмы, в первую очередь плотность плазмы, давление плазмы и нагрузка на стенки корпуса соответствовали условиям будущей термоядерной электростанции.