Какво има в ITER?

Сърцето на ITER е един голям Токамак. Това е "машината" в която се извършва управляемият термоядрен синтез и се изработва топлината, която нагрява работна течност в затворен работен кръг. Нагретият топлоносител от първичният контур, предава топлината си на друг топлоносител във вторичен контур, който вече върти парна турбина, която пък в свързана с електрогенератор. Класическа схема на промишлено получаване на електрическа енергия с голяма мощност, срещана и в ТЕЦ и АЕЦ.

"Токамак" е  е съкращение от руския израз "тороидальная камера в магнитных катушках" и е придобила международно звучене на всички езици. Токамакът в действителност е експериментално устройство с тороидална форма,  в което се създава и удържа управляема термоядрена реакция.

Характерното за Токамак е че, плазмата се задържа в камерата не от нейните стени, а от специално магнитно поле. Това се налага защото за да има управляема термоядрена реакция, температурата на плазмата трябва да е минимум около 100 милиона градуса и естествено никой материал не би могъл да издържи такава температура без да се разруши.

Всяка инженерна конструкция за управляем термоядрен синтез, подобна на Токамак, се нуждае минимум от два вида магнитно поле - едното за удържане на плазмата в камерата, друго за нейното разновесие. При Токамак за удържане на плазмата се използва магнитно поле във формата на тородид (повтарящо формата на камерата), изготвяно с помощта на мощни свръхпроводящи електромагнити и електрически ток, протичащ през плазмата, т.н. полоидално магнитно поле за нейното равновесие.

Други инженерни конструкции, варианти на Токамак - например "стелатор" използват само магнитни полета. Съществуват и разновидности на Токамак, наречени сферични Токамаци или сфематори, в които се използва основно магнитно поле във формата на сфера.

От използванията в ITER Токамак се очаква да произвежда електрическа енергия с мощност между 100 и 500 MW. Като тази полезна енергия е разлика между произвежданата в самият ITER и подаваната електрическа енергия за работа на самият ITER и неговият Токамак. Тоест термоядреният реактор ще произвежда повече електричество, отколкото консумира за работата си.

Най-голям дял в консумираната от ITER електроенергия се пада на свръхпроводящите електромагнити, създаващи тородидалното магнитно поле на Токамак. Съществен дял от електроенергията консумират и криоустановките, създаващи ниските температури (- 200 Целзий), необходими за правилното функциониране на свръхпроводниците на електромагнитите. Трета голяма порция електрическа енергия "изяждат" различни инженерни устройства, нагряващи допълнително плазмата в тороида, така че да се достигне необходимата плътност на термоядрена реакция. Много малка част от консумираната електроенергия отива за административни нужди - осветление, климатизиране, захранване на компютри и друга управляваща електроника и механизми.

По света съществуват около 100  експериментални токамака и сферомака. На всички тях се експериментира с една и съща управляема термоядрена реакция - сливане на ядра на деутерий и тритий.

Токамаците и подобните на тях конструкции имат един основен проблем - в термоядрената реакцията се използва за "гориво" радиоактивен изотоп на водорода, наречен Тритий. Той има два неутрона в ядрото си, за разлика от Деутерия, който има един и обикновеният водород, който няма неутрони. Трития е със период на полуразпад 12.5 г и се произвежда изкуствено.  Управляемата термоядрена реакция на сливане на деутерий и тритий произвежда голямо количество неутрони, които разрушават стените на камерата, както и я правят слабо радиоактивна.  При сегашните нива на  инженерни постижения за конструкции на камери, ще се налага нейната подмяна на всеки 5 или 10 години, което не преставлява екологична опастност, но оскъпява занчително самият реактор и неговата експлоатация.

Токамаците и подобните на тях са напълно безопастни - реакцията в тях е циклична, плазмата се намира във вакуум и при нарушаване на изолацията, реакцията се прекратява моментално.

В бъдещите токамаци и термоядрени реактори се планира използване на друга реакция на управляем термоядрен синтез - тази на сливане на хелий-3 и деутерий. Предимството и е изключително ниското равнище на неутронен поток ( стените на камерата не се разрушава), както и пълната липса на каквато и да е слаба радиоактивност.  Недостатъка на тази управляема термоядрена реакция е нуждата от десетократно по-висока температура за започване на реакцията - около един милиард градуса, което обаче в момента се счита за обикновен инженерен проблем.

Изотопа на хелия - хелий-3 се среща изключително рядко на Земята.  Но за сметка на това неговата концентрация в Лунният реголит е доста висока - до 10г на 1 тон лунен прах. Той се е получил в резултат на милиарди години бомбандировка на лунният прах с високоенергийни частици, в състава на т.н. слънчев вятър. На Земята, тези частици се неутрализират в атмосферата и не достигат до повърхоността, както и от Земното магнитно поле.

Всички космически държави разработват дългосрочни планове за промишен добив на хелий-3 на Луната. Дори и добива му и транспорта му до Земята да се окаже нерентрабилен (съществуват и методи за производство на хелий-3 с използване на неутронни потоци от съвременните атомни централи), то той би могъл да е в основа на бъдещите космически полети, стартиращи от Луната - в термоядрените двигатели на космическите кораби, както и за захранване с електрическа енергия на колонните на Луната.

Съществуват и други методи, също експериментални, за управляема термоядрена реакция. За тях ще разкажем в друга статия.

Източници и снимки:

http://www.toodlepip.com/tokamak

http://www.iter.org/mach/Pages/Tokamak.aspx