ИТЭР: Инжектор нейтрального луча
Если посмотреть на проект Iter с точки зрения того, какие из его составляющих требуют больше всего научных и инженерных усилий, то одной из первых мест займет подсистема нагрева плазмы, известная как инжекторы нейтральных частиц ( или луча - Neutral Beam Injector - NBI). На мой взгляд, наряду с радиочастотным нагревом плазмы, первой стенкой, магнитной системой, криовакуумной и робототехнической системами эти устройства потребуют самого значительного напряжения сил высококвалифицированных специалистов для успешного воплощения в металле. В этом посте я расскажу подробнее о том, что представляет из себя инжектор нейтральных атомов, зачем он нужен и постараюсь раскрыть инженерную новизну данного устройства.
Проектное изображение инжектора нейтрального луча ИТЭР. Два таких устройства размером с железнодорожный локомотив будут установлены на ИТЭР в 20х годах.
Итак, как мы знаем, в токамаке главных задач ровно 3 - нагреть плазму, удержать ее от разлета и отвести тепло. После пробоя плазмы, и возникновения в ней разряда, в ней возникает кольцевой ток огромной мощности - начинается режим оммического нагрева. Однако выше температуры в 2 кЭв таким режимом плазму не нагреть - ее сопротивление падает, тепла выделяется все меньше, а излучает плазма все больше. Дальше нагревать можно радиочастотными методами - на определенных частотах плазма активно поглощает радиоволны. Однако и здесь есть предел по мощности - радиочастотный нагрев создает коллективные движения и волны, в какой-то момент приводящие к неустойчивостям. Тогда в дело вступает третий метод - инжекция быстрых нейтральных частиц. Аналогией его является нагрев воздуха горелкой внутри телповых воздушных шаров - при температуре плазмы 5-15 кЭв в нее врезается луч быстрых частиц с энергией в 1000 кЭв.
Луч инжектора светит в плазменный тор ионизируется и тормозится там, передавая энергию и импульс его центральной части.
NBI располагается в вакуумном корпусе и состоит из нескольких машин, о которых ниже.
Ускорять частицы до энергии 1 МЭв человечество умеет легко и непринужденно. Однако есть одна проблема - ускорять мы можем только заряженные частицы (например положительные ионы - атомы с оторванными электронами), а они в свою очередь не могут попасть внутрь магнитного конфаймента ровно по той же причине, почему оттуда не может вырваться плазма. Решением этого конфликта стала идея ускорения заряженных частиц, и затем их нейтрализаций. На всех предыдущих поколениях токамаков это реализовывалось путем ускорения обычных (положительных, с одним оторванным электроном) ионов, и затем их нетрализации путем пролета через обычный водород или дейтерий - при этом происходит обмен электронами и часть ионов успешно превращаются в нейтральные атомы, летящие дальше с той же скоростью. Правда, максимальная мощность таких инжекторов не превышает 1 мегаватт, при энергии инжектируемого потока 40-100 кЭв и токе 10-25 ампер. А для iter нужно минимум 40 мегаватт. Увеличение мощности единичного инжектора в лоб, например через рост энергии с 100 кЭв до 1000 уперлость в такой момент, что положительно заряженные ионы перестают нейтрализоваться об газ, будучи разогнанные до таких энергий. А поднимать ток пучка невозможно - летящие рядом ионы расталкиваются кулоновскими силами и пучок расходится.
Решением вставших проблем стал переход с положительно заряженных ионов на отрицательно заряженные. Т.е. ионы, на которые налип лишний электрон. Как раз процедура “обирки” лишних электронов с быстро летящих атомов в ускорительной технике отработана хорошо и не вызывает особых затруднений даже для разогнанных до 1 мегаэлектронвольта ионов летящих сумасшедшим для ускорителей током в 40 ампер. Таким образом, концепт NBI стал понятен разработчикам, оставалось дело за малым - разработать устройство, которое будет способно производить отрицательные ионы.
В ходе исследования выяснилось, что наилучшим источником атомов с прилипшими “лишними” электронами является индуктивно-связанная плазма водорода или дейтерия с допированием атомами цезия. При этом “индуктивно-связанная” означает, что вокруг плазмы намотана катушка через которую пропускается высокочастотный ток, а плазма индуктивно эту энергию поглощает. Далее электростатический потенциал на специальной сетке вытягивает электроны и отрицательные ионы вперед. Электроны отклоняются специальными магнитами, а ионы пролетают вперед и ускоряются электростатическим полем до энергии 1 МэВ. Для того, что бы ускорить до 1 МэВ, необходимо создать потенциал на сетках в +1 Мегавольт. 1 миллион вольт - весьма серьезная величина, которая усложняет жизнь в разработке множества элементов этого ускорителя, и является практически предельной для сегодняшнего состояния техники. При этом планируемый ток ионов - 47 ампер, т.е. мощность “ионного прожектора” составит почти 47 мегаватт.
Разработка источника отрицательных ионов на индуктивно-связанной плазме прошла несколько этапов.
Итак, вытянутые и ускоренные на 5 сетках с разницей потенциалов по 200 киловоль до 1 мегаэлектронвольта ионы попадают в нейтрализатор - объем, в который накачивается газ при давлении в сто раз выше, чем в области ионизации (но все равно это довольно глубокий вакуум). Здесь ионы H- или D- сталкиваются с молекулами H2 или D2 по реакции H- + H2 = H + H*. Однако КПД нейтрализации далеко не 100% (а скорее 50 процентов). Теперь пучок надо очистить от оставшихся заряженных частиц, которые все равно не смогут проникнуть внутрь плазмы. Дальше на пути стоит гаситель остаточных ионов - медная водоохлаждаемая мишень, на которую, вновь электростатически отклоняется все, что сохраняет заряд. При этом энергия, которую вынужден поглощать гаситель - чуть больше 20 мегаватт.
Внешний вид нейтрализатора и его характеристики.
После гашения возникает еще одна проблема - “лишние” ионы, нейтрализовавшись, превращаются в газ, довольно много газа, который необходимо откачивать из полости NBI. Вроде только что накачивали, а до и после нейтрализатора нам наоборот нужен вакуум получше. В дело вступают расположенные по бокам криособционные насосы переодического действия. Вообще, криособционные помпы - одна из тем, которая в рамках разработок УТС была сильно двинута вперед. Дело в том, что любой ловушки термоядерной плазмы необходимо в больших объемах откачивать смесь гелия, дейтерия и трития. При этом откачивать механически (например турбомолекулярными помпами) такую смесь нельзя из-за того, что тритий проходит сквозь вращающиеся уплотнения. А альтернативная технология - криоконденсационные помпы не очень хорошо работают из-за гелия, который остается газообразным при низких давлениях до минимальных разумных температур, до которых можно охладить конденсатор такой помпы. Оставалась одна технология - осаждать газовую смесь на охлажденном до 4,7К древесном угле - при этом происходит сорбция газа на поверхность. Потом поверхность можно разогреть, и дерсорбировавшиеся газы направить на разделительную систему, которая отправит опасный тритий в хранилище.
Одна из самых крупнейшних в мире помп такого типа разрабатывается для ИТЭРовский NBI, и расположена она по бокам от системы гашения ионов. Она состоит из многих лепестков, которые переодически меняют конфигурацию, прогреваются до 80К, и сбрасывают накопленный газ в приемник, потом снова охлаждаются и открывают для дальнейшей сорбции.
Крисорбционные помпы нейтрализатора.
Кстати, надо заметить, что 8 гигантских помп, работающих по такому же переодическому принципу будут установлены в самом токамаке ITER по нижнему поясу вокруг дивертора. Их переодическое зарытие-открытие гигантских тарельчатых клапанов (метр диаметром) для прогрева, десорбции и обратного захолаживания чем-то напоминает мне стимпанковские машины в духе 19 века :)
Одна из криосорбционных пом основного объема ИТЭР
Ну а тем временем в NBI уже практически сформированный луч из нейтральных атомов водорода или дейтерия, мощностью 20 с небольшим мегаватт проходит через последнее устройство - калориметр/очиститель пучка. Это устройство выполняет задачи поглотщения нейтральных атомов, которые слишком отклонились от оси тоннеля (“очистки пучка”) по которому они попадают к плазме и точного измерения энергии нейтральных атомов, для понимания вклада NBI в нагрев плазмы. На этом задача NBI может считаться выполненной!
Однако для ITER было бы слишком просто сделать машину в 20 раз мощнее аналогов, используя технологии, которых не было на момент старта разработки. Как обычно, окружение токамака накладывает свои жесткие условия.
Первое вся эта система электростатического ускорения/отклонения/гашения очень чувствительна к магнитным полям. Т.е. размещать ее рядом с самыми большими магнитами в мире - ужасно плохая идея. Для подавления этих полей будет использоваться комбинация активных противомагнитных полей, создаваемых “теплыми” катушками мощностью 400 киловатт и пермаллоевых экранов. Тем не менее остаточные возмущения - один из предметов плотной работы над проектов.
Ячейка NBI в здании токамака ИТЭР. На среднем NBI видны желтые блоки магнитного экрана и серые рамы катушек нейтрализации внешнего поля.
Вторая проблема - это тритий, который неизбежно будет залетать сквозь тунель подачи пучка и оседать внутри NBI. Что автоматически делает его необслуживаемым людьми. Поэтому одна из роботизированных систем обслуживания ИТЭР будет располагаться в камере NBI и обслуживать 2 ускорителя энергетических пучков по 17 мегаватт (да-да, при потреблении от розетки больше 50 мегаватт, система доставляет в плазму только 17 - такой вот поганый кпд), и один диагностический (взаимодействие такого пучка с плазмой дает массу информации для понимания ситуации в ней) на 100 киловатт.
Энергетический баланс инжектора нейтралов.
Третей проблемой является уровень в 1 мегавольт. В сам NBI приходят линии запитки источников плазмы, разнообразных экстракционных и экранирующих сеток, 5 ускорительных потенциалов (каждый отличается от соседа на 200 киловольт, между ними течет ток порядка 45 ампер), линии подачи газа и воды. Все эти системы необходимо ввести внутрь устройства изолировав относительно земли на 1 мегавольт. При этом изоляция в 1 мегавольт в воздухе означает защитные от пробоя радиусы в ~1 метр, что мало реально выполнить при наличии ~20 линий, которые надо изолировать друг от друга в одном вводе электрически. Реализована эта задача через разнос высоковольтных источников по большой площади и ввод через тоннель, наполненный SF6 под давлением. Критичными теперь, правда, становятся проходные вводы воздух-SF6/ SF6 - вакуум в этот тонель - короче масса задач для инженеров по высоковольтной технике при параметрах, которые не встречаются серийно в этой индустрии.
Здание высоковольтных источников NBI. Справа - вспомогательные источники, левее - 2 группы по 5 высоковольтных источников акселератора, в здании изолированные источники 1 МВ. Слева ячейка в здании токамака, где расположены 3 NBI + диагностический луч.
Разрез NBI в ITER. Слева от NBI зеленый быстродействуюзий вакуумный затвор, отсекающий NBI от токамака в случае необходимости. Хорошо виден циллиндрический проходной изолятор на 1 мегавольт и его размеры.
В камере NBI оставлено место для третего энергетического модуля, для возможного апгрейда ИТЭР по энергетике. Сейчас система нагрева плазмы планируется мощностью 74 мегаватта - 34 NBI, 20 МВт высокочастотной радионагрев и 20 МВт низкочастотный, а в перспективе - до 120 мегаватт, что позволит удлинить длительность горения плазмы до часа при мощность 750 мегаватт.
Стендовый комплекс MITICA + SPIDER
Изготавливает энергетические NBI Европа, контракты уже розданы. Часть высоковольтных источников постоянного тока изготовит Япония. Поскольку устройство NBI по комплексности и объему работы может посоперничать с токамаками 80х целиком, в Европе, в Падуе сооружается стендовый комплекс NBTF, где будет воспроизведен 1 модуль NBI и еще предварительно отдельно источник отрицательных ионов SPIDER в полный размер (до этого его половинка заработала на еще одном стенде в 2010 году в немецком институте IPP). Этот комплекс сейчас вводится в строй, и к концу следующего года на нем уже начнутся первые эксперементы, а к 2020 на нем надеются отработать все аспекты работы системы NBI.