Expérimental international réacteur à fusion Sans exagération, ITER peut être considéré comme le projet de recherche le plus important de notre époque. En termes d’ampleur de construction, il éclipsera facilement le Grand collisionneur de hadrons et, en cas de succès, il marquera une étape bien plus importante pour l’ensemble de l’humanité qu’un vol vers la Lune. En effet, la fusion thermonucléaire potentiellement contrôlée constitue une source presque inépuisable d’énergie propre et bon marché sans précédent.

Cet été, il y avait plusieurs bonnes raisons de se rafraîchir la mémoire détails techniques Projet ITER. Premièrement, une entreprise grandiose, dont le début officiel est considéré comme la rencontre entre Mikhaïl Gorbatchev et Ronald Reagan en 1985, prend sous nos yeux une incarnation matérielle. La conception d'un réacteur de nouvelle génération avec la participation de la Russie, des États-Unis, du Japon, de la Chine, de l'Inde, de la Corée du Sud et de l'Union européenne a pris plus de 20 ans. Aujourd'hui, ITER ne vaut plus des kilogrammes documentation technique, et 42 hectares (1 km sur 420 m) d'une surface parfaitement plane de l'une des plus grandes plates-formes artificielles au monde, située dans la ville française de Cadarache, à 60 km au nord de Marseille. Ainsi que les fondations du futur réacteur de 360 ​​000 tonnes, composé de 150 000 mètres cubes de béton, 16 000 tonnes d'armatures et 493 colonnes avec revêtement antisismique caoutchouc-métal. Et bien sûr, des milliers d’instruments scientifiques et d’installations de recherche sophistiqués disséminés dans les universités du monde entier.

Mars 2007. Première photo aérienne de la future plateforme ITER.

La production des composants clés du réacteur est en bonne voie. Au printemps, la France a annoncé la production de 70 cadres pour bobines de champ toroïdal en forme de D et, en juin, le bobinage des premières bobines de câbles supraconducteurs, reçues de Russie de l'Institut de l'industrie du câble de Podolsk, a commencé.

La deuxième bonne raison de se souvenir d’ITER dès maintenant est politique. Le réacteur de nouvelle génération constitue un test non seulement pour les scientifiques, mais aussi pour les diplomates. Il s’agit d’un projet tellement coûteux et techniquement complexe qu’aucun pays au monde ne peut l’entreprendre seul. La capacité des États à parvenir à un accord entre eux, tant dans le domaine scientifique que financier, déterminera la réussite de cette affaire.

Mars 2009. 42 hectares de terrain nivelé attendent le début de la construction d'un complexe scientifique.

Le Conseil ITER était prévu le 18 juin à Saint-Pétersbourg, mais le Département d'État américain, dans le cadre des sanctions, a interdit aux scientifiques américains de se rendre en Russie. Compte tenu du fait que l'idée même d'un tokamak (une chambre toroïdale avec des bobines magnétiques, qui constitue la base d'ITER) appartient au physicien soviétique Oleg Lavrentiev, les participants au projet ont traité cette décision comme une curiosité et ont simplement déplacé le rendez-vous à Cadarache le même jour. Ces événements ont rappelé une fois de plus au monde entier que la Russie (avec la Corée du Sud) est la principale responsable du respect de ses obligations envers le projet ITER.

Février 2011. Plus de 500 trous ont été forés dans le puits d'isolation sismique, toutes les cavités souterraines ont été remplies de béton.

Les scientifiques brûlent

L’expression « réacteur à fusion » incite de nombreuses personnes à se méfier. La chaîne associative est claire : une bombe thermonucléaire est plus terrible qu'une bombe nucléaire, ce qui signifie qu'un réacteur thermonucléaire est plus dangereux que Tchernobyl.

En fait, la fusion nucléaire, sur laquelle repose le principe de fonctionnement du tokamak, est bien plus sûre et efficace que la fission nucléaire utilisée dans les centrales nucléaires modernes. La fusion est utilisée par la nature elle-même : le Soleil n'est rien d'autre qu'un réacteur thermonucléaire naturel.

Le tokamak ASDEX, construit en 1991 à l'Institut allemand Max Planck, est utilisé pour tester divers matériaux la première paroi du réacteur, notamment en tungstène et en béryllium. Le volume de plasma dans ASDEX est de 13 m 3 , soit près de 65 fois inférieur à celui d'ITER.

La réaction implique des noyaux de deutérium et de tritium, des isotopes de l'hydrogène. Le noyau du deutérium est constitué d'un proton et d'un neutron, tandis que le noyau du tritium est constitué d'un proton et de deux neutrons. Dans des conditions normales, des noyaux de même charge se repoussent, mais à des températures très élevées, ils peuvent entrer en collision.

Lors d’une collision, une interaction forte entre en jeu, responsable de la combinaison des protons et des neutrons en noyaux. Le noyau d’un nouveau émerge élément chimique- de l'hélium. Dans ce cas, un neutron libre est formé et libéré un grand nombre deénergie. La forte énergie d'interaction dans le noyau d'hélium est inférieure à celle des noyaux des éléments parents. De ce fait, le noyau résultant perd même de la masse (selon la théorie de la relativité, l'énergie et la masse sont équivalentes). En rappelant la fameuse équation E = mc 2, où c est la vitesse de la lumière, on peut imaginer le potentiel énergétique colossal que contient la fusion nucléaire.

Août 2011. Début du coulage d'une dalle d'isolation sismique monolithique en béton armé.

Pour vaincre la force de répulsion mutuelle, les noyaux d'origine doivent se déplacer très rapidement, donc rôle clé La température joue un rôle dans la fusion nucléaire. Au centre du Soleil, le processus se produit à une température de 15 millions de degrés Celsius, mais il est facilité par la densité colossale de matière due à l'action de la gravité. La masse colossale de l’étoile en fait un réacteur thermonucléaire efficace.

Il n’est pas possible de créer une telle densité sur Terre. Tout ce que nous pouvons faire, c'est augmenter la température. Pour que les isotopes de l'hydrogène cèdent l'énergie de leurs noyaux aux terriens, il faut une température de 150 millions de degrés, soit dix fois plus élevée que celle du Soleil.

Aucun matériau solide de l’Univers ne peut entrer en contact direct avec une telle température. Donc, construire simplement un poêle pour cuire de l’hélium ne fonctionnera pas. La même chambre toroïdale dotée de bobines magnétiques, ou tokamak, permet de résoudre le problème. L'idée de créer un tokamak est née dans l'esprit brillant de scientifiques de différents pays au début des années 1950, la primauté étant clairement attribuée au physicien soviétique Oleg Lavrentyev et à ses éminents collègues Andrei Sakharov et Igor Tamm.

Une chambre à vide en forme de tore (un beignet creux) est entourée d'électroaimants supraconducteurs qui y créent un champ magnétique toroïdal. C'est ce champ qui maintient le plasma, chaud jusqu'à dix fois le soleil, à une certaine distance des parois de la chambre. Avec l'électro-aimant central (inducteur), le tokamak est un transformateur. En modifiant le courant dans l'inducteur, ils génèrent un flux de courant dans le plasma - le mouvement des particules nécessaire à la synthèse.

Février 2012. 493 colonnes de 1,7 mètre de haut avec plots d'isolation sismique en sandwich caoutchouc-métal ont été installées.

Le Tokamak peut à juste titre être considéré comme un modèle d’élégance technologique. Le courant électrique circulant dans le plasma crée un champ magnétique poloïdal qui entoure le cordon plasma et conserve sa forme. Le plasma existe dans des conditions strictement définies, et au moindre changement, la réaction s'arrête immédiatement. Contrairement à un réacteur de centrale nucléaire, un tokamak ne peut pas « se déchaîner » et augmenter la température de manière incontrôlable.

Dans le cas peu probable d’une destruction du tokamak, il n’y aurait pas de contamination radioactive. Contrairement à une centrale nucléaire, un réacteur thermonucléaire ne produit pas de déchets radioactifs et le seul produit de la réaction de fusion - l'hélium - n'est pas un gaz à effet de serre et est utile à l'économie. Enfin, le tokamak utilise le carburant avec beaucoup de parcimonie : lors de la synthèse, seules quelques centaines de grammes de substance sont contenues dans la chambre à vide, et l'approvisionnement annuel estimé en carburant pour une centrale électrique industrielle n'est que de 250 kg.

Avril 2014. La construction du bâtiment du cryostat est terminée et les murs de la fondation du tokamak de 1,5 mètre d'épaisseur ont été coulés.

Pourquoi avons-nous besoin d’ITER ?

Les tokamaks de conception classique décrite ci-dessus ont été construits aux États-Unis et en Europe, en Russie et au Kazakhstan, au Japon et en Chine. Avec leur aide, il a été possible de prouver la possibilité fondamentale de créer un plasma à haute température. Cependant, construire un réacteur industriel capable de fournir plus d’énergie qu’il n’en consomme est une tâche d’une échelle fondamentalement différente.

Dans un tokamak classique, le flux de courant dans le plasma est créé en modifiant le courant dans l'inducteur, et ce processus ne peut pas être sans fin. Ainsi, la durée de vie du plasma est limitée, et le réacteur ne peut fonctionner qu'en mode pulsé. L’allumage du plasma nécessite une énergie colossale : ce n’est pas une blague de chauffer quoi que ce soit à une température de 150 000 000 °C. Cela signifie qu’il est nécessaire d’atteindre une durée de vie du plasma qui produira l’énergie nécessaire à l’allumage.

Le réacteur à fusion est un concept technique élégant avec des effets secondaires négatifs minimes. Le flux de courant dans le plasma forme spontanément un champ magnétique poloïdal qui maintient la forme du filament du plasma, et les neutrons de haute énergie qui en résultent se combinent avec le lithium pour produire du précieux tritium.

Par exemple, en 2009, lors d'une expérience sur le tokamak chinois EAST (qui fait partie du projet ITER), il a été possible de maintenir le plasma à une température de 10 7 K pendant 400 secondes et de 10 8 K pendant 60 secondes.

Pour conserver le plasma plus longtemps, des radiateurs supplémentaires de plusieurs types sont nécessaires. Tous seront testés à ITER. La première méthode - injection d'atomes de deutérium neutres - suppose que les atomes entreront dans le plasma pré-accélérés à une énergie cinétique de 1 MeV à l'aide d'un accélérateur supplémentaire.

Ce processus est initialement contradictoire : seules les particules chargées peuvent être accélérées (elles sont affectées par un champ électromagnétique), et seules les particules neutres peuvent être introduites dans le plasma (sinon elles affecteront le flux de courant à l'intérieur du cordon plasma). Par conséquent, un électron est d’abord retiré des atomes de deutérium et les ions chargés positivement entrent dans l’accélérateur. Les particules entrent ensuite dans le neutraliseur, où elles sont réduites en atomes neutres en interagissant avec le gaz ionisé et introduites dans le plasma. L'injecteur mégavoltage ITER est actuellement en cours de développement à Padoue, en Italie.

La deuxième méthode de chauffage a quelque chose en commun avec le chauffage des aliments au micro-ondes. Il s'agit d'exposer le plasma à un rayonnement électromagnétique d'une fréquence correspondant à la vitesse de déplacement des particules (fréquence cyclotron). Pour les ions positifs, cette fréquence est de 40 à 50 MHz et pour les électrons, de 170 GHz. Pour créer un rayonnement puissant d'une fréquence aussi élevée, un appareil appelé gyrotron est utilisé. Neuf des 24 gyrotrons d'ITER sont fabriqués dans l'usine Gycom de Nijni Novgorod.

Le concept classique d'un tokamak suppose que la forme du filament du plasma est soutenue par un champ magnétique poloïdal, lui-même formé lorsque le courant circule dans le plasma. Cette approche n’est pas applicable au confinement du plasma à long terme. Le tokamak ITER est doté de bobines à champ poloïdal spéciales dont le but est d'éloigner le plasma chaud des parois du réacteur. Ces bobines comptent parmi les éléments structurels les plus massifs et les plus complexes.

Afin de pouvoir contrôler activement la forme du plasma, en éliminant rapidement les vibrations aux bords du cordon, les développeurs ont prévu de petits circuits électromagnétiques de faible puissance situés directement dans la chambre à vide, sous le boîtier.

Infrastructure de carburant pour thermos la fusion nucléaire- c'est un sujet intéressant à part. Le deutérium se trouve dans presque toutes les eaux et ses réserves peuvent être considérées comme illimitées. Mais les réserves mondiales de tritium s'élèvent à plusieurs dizaines de kilogrammes. 1 kg de tritium coûte environ 30 millions de dollars. Pour les premiers lancements d'ITER, il faudra 3 kg de tritium. À titre de comparaison, environ 2 kg de tritium par an sont nécessaires pour maintenir les capacités nucléaires de l’armée américaine.

Mais à l’avenir, le réacteur s’approvisionnera en tritium. La principale réaction de fusion produit des neutrons de haute énergie capables de convertir les noyaux de lithium en tritium. Le développement et les tests de la première paroi du réacteur au lithium constituent l'un des objectifs les plus importants d'ITER. Les premiers tests utiliseront des gaines en béryllium-cuivre dont le but est de protéger les mécanismes du réacteur de la chaleur. Selon les calculs, même si nous transférons tout le secteur énergétique de la planète vers des tokamaks, les réserves mondiales de lithium seront suffisantes pour mille ans de fonctionnement.

La préparation du chemin ITER de 104 kilomètres a coûté à la France 110 millions d'euros et quatre années de travaux. La route du port de Fos-sur-Mer à Cadarache a été élargie et renforcée afin de permettre l'acheminement sur place des parties les plus lourdes et les plus volumineuses du tokamak. Sur la photo : un transporteur avec une charge d'essai pesant 800 tonnes.

Du monde via tokamak

Le contrôle de précision d’un réacteur à fusion nécessite des outils de diagnostic précis. L'une des tâches clés d'ITER est de sélectionner le plus adapté parmi les cinq douzaines d'instruments actuellement testés et de commencer à en développer de nouveaux.

Au moins neuf appareils de diagnostic seront développés en Russie. Trois d'entre eux se trouvent à l'Institut Kurchatov de Moscou, dont un analyseur de faisceaux de neutrons. L'accélérateur envoie un flux focalisé de neutrons à travers le plasma, qui subit des changements spectraux et est capturé par le système récepteur. La spectrométrie avec une fréquence de 250 mesures par seconde montre la température et la densité du plasma, l'intensité du champ électrique et la vitesse de rotation des particules - paramètres nécessaires au contrôle du réacteur pour le confinement à long terme du plasma.

L'Institut de recherche Ioffe prépare trois instruments, dont un analyseur de particules neutres qui capture les atomes du tokamak et permet de surveiller la concentration de deutérium et de tritium dans le réacteur. Les appareils restants seront fabriqués à Trinity, où sont actuellement fabriqués les détecteurs de diamant destinés à la chambre à neutrons verticale d'ITER. Tous les instituts ci-dessus utilisent leurs propres tokamaks pour les tests. Et dans la chambre thermique du NIIEFA Efremov, des fragments de la première paroi et de la cible déviatrice du futur réacteur ITER sont testés.

Malheureusement, le fait que de nombreux composants d’un futur mégaréacteur existent déjà dans le métal ne signifie pas nécessairement que le réacteur sera construit. Au cours de la dernière décennie, le coût estimé du projet est passé de 5 à 16 milliards d'euros et le premier lancement prévu a été reporté de 2010 à 2020. Le sort d’ITER dépend entièrement des réalités de notre présent, principalement économiques et politiques. Pendant ce temps, tous les scientifiques impliqués dans le projet croient sincèrement que son succès peut changer notre avenir au-delà de toute reconnaissance.

Réacteur à fusion.

Réacteur à fusion- un dispositif permettant d'obtenir de l'énergie grâce à des réactions de fusion thermonucléaire de noyaux atomiques légers se produisant dans le plasma à très haute température (>108K).

La principale exigence à laquelle doit satisfaire un réacteur à fusion est que l'énergie libérée en conséquence réactions thermonucléaires(TP) a plus que compensé les coûts énergétiques provenant de sources externes pour maintenir la réaction.
Le principal et unique candidat pour l’énergie de base est Pouvoir nucléaire. Actuellement, seules les réactions de fission nucléaire sont maîtrisées pour produire de l'énergie, qui est utilisée dans les systèmes modernes. centrales nucléaires. La fusion thermonucléaire contrôlée n’est, jusqu’à présent, qu’un candidat potentiel pour l’énergie de base.

Tous les appareils inventés en 50 ans peuvent être divisés en deux grandes classes :
1. Réacteurs à thermoallumage autonome réaction nucléaire. Systèmes stationnaires ou quasi-stationnaires.
Cela inclut les réacteurs qui nécessitent de l’énergie provenant de sources externes uniquement pour déclencher une réaction thermonucléaire. De plus, la réaction est soutenue par l'énergie libérée dans le plasma lors d'une réaction thermonucléaire, par exemple, dans un mélange deutérium-tritium, l'énergie des particules a formées lors des réactions est consommée pour maintenir une température élevée. Dans un mélange de deutérium et de 3He, l'énergie de tous les produits de réaction, c'est-à-dire les particules a et les protons, est dépensée pour maintenir la température plasmatique requise. En régime permanent d'un réacteur thermonucléaire, l'énergie transportée par les produits de réaction chargés compense les pertes d'énergie du plasma, qui sont principalement dues à la conductivité thermique du plasma et au rayonnement. Un exemple d'un tel réacteur à fusion : tokamak, stellarateur.
Dans les systèmes basés sur le confinement magnétique de plasma chaud ; Dans ce cas, la densité du plasma est faible et l'excédent de l'énergie libérée lors de la fusion thermonucléaire contrôlée sur l'énergie introduite dans le système (critère de Lawson) est obtenu grâce à une bonne rétention d'énergie dans le système, c'est-à-dire longue durée de vie du plasma énergétique. Par conséquent, les systèmes à confinement magnétique ont une taille de plasma caractéristique de l'ordre de plusieurs mètres et une densité de plasma relativement faible, n ~ 1020 m-3 (c'est environ 105 fois inférieure à la densité atomique à pression normale et température ambiante).
2. Réacteur avec maintien de la combustion des réactions thermonucléaires. Systèmes d'impulsions.
Cela inclut les réacteurs dans lesquels, pour maintenir la combustion des réactions, il n'y a pas suffisamment d'énergie libérée dans le plasma sous forme de produits de réaction chargés, et de l'énergie provenant de sources externes est nécessaire. Cela se produit dans les réacteurs thermonucléaires où les pertes d'énergie sont élevées, par exemple un piège magnétique ouvert, un tokamak, fonctionnant dans un régime de densité de plasma et de température inférieure à la courbe d'allumage de la réaction thermonucléaire. Ces deux types de réacteurs regroupent tous les types possibles de réactions thermonucléaires, qui peuvent être construites à partir de systèmes à confinement magnétique du plasma (tokamak, stellarateur, piège magnétique ouvert, etc.) ou de systèmes à maintien inertiel plasma.
Dans les systèmes pulsés, le critère de Lawson peut être atteint en comprimant des cibles de fusion avec un rayonnement laser ou à rayons X et en créant un mélange à très haute densité. La durée de vie des systèmes pulsés est courte et est déterminée par la libre expansion de la cible. La tâche physique principale dans cette direction de fusion thermonucléaire contrôlée est de réduire l'énergie totale de l'explosion à un niveau qui permettra de réaliser un réacteur thermonucléaire pratique.

Les deux types de systèmes, malgré de nombreux problèmes, ont déjà failli créer des machines expérimentales de fusion thermonucléaire à rendement énergétique positif, dans lesquelles seront testés les principaux éléments des futurs réacteurs thermonucléaires.

Le développement des réacteurs de fusion à confinement magnétique est plus avancé que celui des systèmes de confinement inertiel.
Actuellement, le projet ITER est en cours de mise en œuvre - un réacteur thermonucléaire expérimental international est développé depuis 1988 par quatre parties - l'URSS (depuis 1992 la Russie), les États-Unis, les pays de l'Euratom et le Japon. La mission d'ITER est de démontrer la faisabilité de l'utilisation commerciale d'un réacteur à fusion et de résoudre les problèmes physiques et technologiques qui pourraient survenir en cours de route. La conception du réacteur est complètement achevée et le site pour sa construction a été sélectionné - Centre de recherche Cadarache (français : Cadarache) dans le sud de la France, à 60 km de Marseille.

Récemment à Moscou Institut de physique et de technologie La présentation russe du projet ITER a eu lieu, dans le cadre duquel il est prévu de créer un réacteur thermonucléaire fonctionnant sur le principe du tokamak. Un groupe de scientifiques russes a parlé de projet international et sur la participation des physiciens russes à la création de cet objet. Lenta.ru a assisté à la présentation d'ITER et s'est entretenu avec l'un des participants au projet.

ITER (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor) est un projet de réacteur thermonucléaire qui permet la démonstration et la recherche de technologies thermonucléaires en vue de leur utilisation ultérieure à des fins pacifiques et commerciales. Les créateurs du projet estiment que la fusion thermonucléaire contrôlée peut devenir l'énergie du futur et servir d'alternative au gaz, au pétrole et au charbon modernes. Les chercheurs notent la sécurité, le respect de l'environnement et la disponibilité de la technologie ITER par rapport à énergie ordinaire. La complexité du projet est comparable à celle du Grand collisionneur de hadrons ; l'installation du réacteur comprend plus de dix millions éléments structurels.

À propos d’ITER

Les aimants toroïdaux Tokamak nécessitent 80 000 kilomètres de filaments supraconducteurs ; leur poids total atteint 400 tonnes. Le réacteur lui-même pèsera environ 23 000 tonnes. A titre de comparaison - poids tour Eiffelà Paris, ce n'est que 7,3 mille tonnes. Le volume de plasma dans le tokamak atteindra 840 mètres cubes, alors que, par exemple, dans le plus grand réacteur de ce type en service au Royaume-Uni - JET - le volume est de cent mètres cubes.

La hauteur du tokamak sera de 73 mètres, dont 60 mètres au-dessus du sol et 13 mètres en dessous. A titre de comparaison, la hauteur de la tour Spasskaya du Kremlin de Moscou est de 71 mètres. La plate-forme principale du réacteur occupera une superficie de 42 hectares, comparable à la superficie de 60 terrains de football. La température dans le plasma du tokamak atteindra 150 millions de degrés Celsius, soit dix fois plus élevée que la température au centre du Soleil.

Lors de la construction d'ITER au cours du second semestre 2010, il est prévu d'impliquer jusqu'à cinq mille personnes simultanément, parmi lesquelles des ouvriers et des ingénieurs, ainsi que du personnel administratif. De nombreux composants d'ITER seront livrés depuis le port à mer Méditerranée le long d'une route spécialement construite d'environ 104 kilomètres de long. En particulier, le fragment le plus lourd de l'installation y sera transporté, dont la masse sera supérieure à 900 tonnes et la longueur sera d'une dizaine de mètres. Plus de 2,5 millions de mètres cubes de terre seront retirés du chantier de construction de l'installation ITER.

Coûts totaux pour la conception et travaux de construction sont estimés à 13 milliards d’euros. Ces fonds sont alloués par sept participants principaux au projet représentant les intérêts de 35 pays. À titre de comparaison, les coûts totaux de construction et d’entretien du Grand collisionneur de hadrons sont presque deux fois moins élevés, et la construction et l’entretien de la Station spatiale internationale coûtent près d’une fois et demie plus cher.

Tokamak

Il y en a deux dans le monde aujourd'hui des projets prometteurs réacteurs thermonucléaires : tokamak ( Que roïdal ka mesurer avec maman pourri À atushki) et stellarator. Dans les deux installations, le plasma est retenu par un champ magnétique, mais dans le tokamak il se présente sous la forme d'une corde toroïdale à travers laquelle électricité, alors que dans un stellarateur, le champ magnétique est induit par des bobines externes. Dans les réacteurs thermonucléaires, des réactions de synthèse d'éléments lourds à partir d'éléments légers (hélium à partir d'isotopes d'hydrogène - deutérium et tritium) se produisent, contrairement aux réacteurs conventionnels, où les processus de désintégration des noyaux lourds en noyaux plus légers sont initiés.

Photo : Centre national de recherche « Institut Kurchatov » / nrcki.ru

Le courant électrique dans le tokamak est également utilisé pour chauffer initialement le plasma à une température d'environ 30 millions de degrés Celsius ; le chauffage supplémentaire est effectué par des dispositifs spéciaux.

La conception théorique d'un tokamak a été proposée en 1951 par les physiciens soviétiques Andrei Sakharov et Igor Tamm, et la première installation a été construite en URSS en 1954. Cependant, les scientifiques ont été incapables de maintenir le plasma dans un état stable pendant une longue période et, au milieu des années 1960, le monde était convaincu que la fusion thermonucléaire contrôlée basée sur un tokamak était impossible.

Mais à peine trois ans plus tard, à l'installation T-3 de l'Institut de l'énergie atomique Kurchatov, sous la direction de Lev Artsimovich, il a été possible de chauffer le plasma à une température de plus de cinq millions de degrés Celsius et de le maintenir pendant une courte période. temps; Les scientifiques britanniques présents à l'expérience ont enregistré une température d'environ dix millions de degrés sur leur équipement. Après cela, un véritable boom des tokamaks a commencé dans le monde, de sorte qu'environ 300 installations ont été construites dans le monde, dont les plus grandes sont situées en Europe, au Japon, aux États-Unis et en Russie.

Image : Rfassbind/wikipedia.org

Gestion ITER

Sur quoi repose-t-on la certitude qu’ITER sera opérationnel dans 5 à 10 ans ? Sur quels développements pratiques et théoriques ?

Du côté russe, nous respectons le calendrier de travail indiqué et n'allons pas le violer. Malheureusement, nous constatons certains retards dans les travaux réalisés par d'autres, principalement en Europe ; Il y a un retard partiel en Amérique et la tendance est que le projet sera quelque peu retardé. Détenu mais pas arrêté. Nous sommes convaincus que cela fonctionnera. Le concept du projet lui-même est complètement théorique et pratiquement calculé et fiable, donc je pense que cela fonctionnera. Si cela donnera pleinement les résultats déclarés... nous attendrons de voir.

Le projet est-il plutôt un projet de recherche ?

Certainement. Le résultat annoncé n'est pas le résultat obtenu. S’il est reçu dans son intégralité, j’en serai extrêmement heureux.

Quelles nouvelles technologies sont apparues, apparaissent ou apparaîtront dans le projet ITER ?

Le projet ITER n’est pas seulement un projet ultra-complexe, mais aussi un projet extrêmement stressant. Stressant en termes de charge énergétique, de conditions de fonctionnement de certains éléments, dont nos systèmes. Par conséquent, de nouvelles technologies doivent simplement naître dans ce projet.

Y a-t-il un exemple ?

Espace. Par exemple, nos détecteurs de diamants. Nous avons discuté de la possibilité d'utiliser nos détecteurs de diamants sur des camions spatiaux, qui sont des véhicules nucléaires qui transportent certains objets tels que des satellites ou des stations d'orbite en orbite. Il existe un tel projet pour un camion spatial. Puisqu'il s'agit d'un appareil avec un réacteur nucléaire à bord, alors conditions difficiles le fonctionnement nécessite une analyse et un contrôle, nos détecteurs pourraient donc facilement le faire. Sur ce moment Le sujet de la création de tels diagnostics n’est pas encore financé. S'il est créé, il peut être appliqué et il ne sera alors pas nécessaire d'y investir de l'argent au stade du développement, mais uniquement au stade du développement et de la mise en œuvre.

Quelle est la part des développements russes modernes des années 2000 et 1990 par rapport aux développements soviétiques et occidentaux ?

La part de la contribution scientifique russe à ITER par rapport à la contribution mondiale est très importante. Je ne le sais pas exactement, mais c'est très significatif. Ce n'est évidemment pas moins que le pourcentage russe de participation financière au projet, car dans de nombreuses autres équipes, il y a un grand nombre de Russes partis à l'étranger pour travailler dans d'autres instituts. Au Japon et en Amérique, partout, nous communiquons et travaillons très bien avec eux, certains d'entre eux représentent l'Europe, d'autres représentent l'Amérique. De plus, il existe également des écoles scientifiques. Par conséquent, quant à savoir si nous développons plus ou plus ce que nous faisions auparavant... L'un des plus grands a dit que « nous nous tenons sur les épaules de titans », donc la base qui a été développée à l'époque soviétique est indéniablement grande et sans elle, nous il n'y a rien que nous ne puissions pas. Mais même en ce moment, nous ne restons pas immobiles, nous avançons.

Que fait exactement votre groupe à ITER ?

J'ai un secteur dans le département. Le département développe plusieurs diagnostics ; notre secteur développe spécifiquement une chambre à neutrons verticale, le diagnostic neutronique ITER et résout un large éventail de problèmes depuis la conception jusqu'à la fabrication, ainsi que des travaux de recherche connexes liés au développement, notamment, du diamant. détecteurs. Le détecteur de diamants est un appareil unique, créé à l'origine dans notre laboratoire. Autrefois utilisé dans de nombreuses installations thermonucléaires, il est aujourd'hui assez largement utilisé par de nombreux laboratoires, de l'Amérique au Japon ; disons, ils nous ont suivis, mais nous continuons à rester au sommet. Nous fabriquons désormais des détecteurs de diamants et allons atteindre le niveau de la production industrielle (production artisanale).

Dans quelles industries ces détecteurs peuvent-ils être utilisés ?

Dans ce cas, il s’agit de recherches thermonucléaires ; à l’avenir, nous supposons qu’elles seront demandées dans l’énergie nucléaire.

Que font exactement les détecteurs, que mesurent-ils ?

Neutrons. Il n’existe pas de produit plus précieux que le neutron. Vous et moi sommes également constitués de neutrons.

Quelles caractéristiques des neutrons mesurent-ils ?

Spectral. Premièrement, la tâche immédiate résolue par ITER est la mesure des spectres d’énergie des neutrons. De plus, ils surveillent le nombre et l’énergie des neutrons. La deuxième tâche supplémentaire concerne l'énergie nucléaire : nous avons des développements parallèles qui permettent également de mesurer les neutrons thermiques, qui constituent la base des réacteurs nucléaires. Il s'agit pour nous d'une tâche secondaire, mais elle est également en cours de développement, c'est-à-dire que nous pouvons travailler ici et en même temps réaliser des développements qui peuvent être appliqués avec beaucoup de succès dans l'énergie nucléaire.

Quelles méthodes utilisez-vous dans vos recherches : théorique, pratique, modélisation informatique ?

Tout le monde : des mathématiques complexes (méthodes de physique mathématique) et de la modélisation mathématique aux expériences. Tout le plus différents types Les calculs que nous effectuons sont confirmés et vérifiés par des expériences, car nous disposons directement d'un laboratoire expérimental avec plusieurs générateurs de neutrons en fonctionnement, sur lequel nous testons les systèmes que nous développons nous-mêmes.

Avez-vous un réacteur en état de marche dans votre laboratoire ?

Pas un réacteur, mais un générateur de neutrons. Un générateur de neutrons est en fait un mini-modèle des réactions thermonucléaires en question. Tout y est pareil, seul le processus y est légèrement différent. Il fonctionne sur le principe d'un accélérateur : c'est un faisceau de certains ions qui atteint une cible. Autrement dit, dans le cas du plasma, nous avons un objet chaud dans lequel chaque atome a une énergie élevée, et dans notre cas, un ion spécialement accéléré frappe une cible saturée d'ions similaires. En conséquence, une réaction se produit. Disons simplement que c'est une façon de faire la même réaction de fusion ; la seule chose qui a été prouvée est que cette méthode n'a pas une efficacité élevée, c'est-à-dire que vous n'obtiendrez pas de production d'énergie positive, mais vous obtiendrez la réaction elle-même - nous observons directement cette réaction ainsi que les particules et tout ce qui y entre .

Désigne « l'énergie thermonucléaire »

Réacteur à fusion E.P. Velikhov, S.V. Putvinski

ÉNERGIE THERMONUCLÉAIRE.
STATUT ET RÔLE À LONG TERME.

E.P. Velikhov, S.V. Putvinski.
Rapport en date du 22 octobre 1999, réalisé dans le cadre du Centre Energie de le monde Fédération des scientifiques

annotation

Cet article fournit brève revue l'état actuel de la recherche thermonucléaire et décrit les perspectives de l'énergie thermonucléaire dans le système énergétique du 21e siècle. La revue s'adresse à un large éventail de lecteurs familiarisés avec les bases de la physique et de l'ingénierie.

Selon les concepts physiques modernes, il n’existe que quelques sources fondamentales d’énergie qui, en principe, peuvent être maîtrisées et utilisées par l’humanité. Les réactions de fusion nucléaire sont l'une de ces sources d'énergie et... Dans les réactions de fusion, l'énergie est produite grâce au travail des forces nucléaires effectué lors de la fusion des noyaux d'éléments légers et de la formation de noyaux plus lourds. Ces réactions sont répandues dans la nature - on pense que l'énergie des étoiles, y compris le Soleil, est produite à la suite d'une chaîne de réactions de fusion nucléaire qui convertissent quatre noyaux d'un atome d'hydrogène en noyau d'hélium. On peut dire que le Soleil est un grand réacteur thermonucléaire naturel qui fournit de l'énergie au système écologique terrestre.

Actuellement, plus de 85 % de l'énergie produite par l'homme est obtenue par la combustion de combustibles organiques - charbon, pétrole et gaz naturel. Cette source d'énergie bon marché, maîtrisée par l'homme il y a environ 200 à 300 ans, a conduit à un développement rapide Société humaine, son bien-être et, par conséquent, à la croissance de la population terrestre. On suppose qu’en raison de la croissance démographique et d’une consommation d’énergie plus uniforme entre les régions, la production d’énergie augmentera d’environ trois fois d’ici 2050 par rapport au niveau actuel et atteindra 10,21 J par an. Il ne fait aucun doute que dans un avenir proche, l'ancienne source d'énergie - les combustibles organiques - devra être remplacée par d'autres types de production d'énergie. Cela se produira à la fois en raison de l'épuisement des ressources naturelles et de la pollution de l'environnement, qui, selon les experts, devrait se produire bien avant que des ressources naturelles bon marché ne soient exploitées (la méthode actuelle de production d'énergie utilise l'atmosphère comme une décharge, jetant des déchets 17 millions de tonnes quotidiennes de dioxyde de carbone et autres gaz accompagnant la combustion des carburants). La transition des combustibles fossiles vers des énergies alternatives à grande échelle est attendue au milieu du 21e siècle. On suppose que le futur système énergétique utilisera une variété de sources d’énergie, y compris des sources d’énergie renouvelables, plus largement que le système énergétique actuel, comme l’énergie solaire, l’énergie éolienne, l’énergie hydroélectrique, la culture et la combustion de la biomasse et l’énergie nucléaire. La part de chaque source d'énergie dans la production totale d'énergie sera déterminée par la structure de la consommation d'énergie et l'efficacité économique de chacune de ces sources d'énergie.

Dans la société industrielle d’aujourd’hui, plus de la moitié de l’énergie est utilisée selon un mode de consommation constante, indépendamment de l’heure de la journée et de la saison. À cette puissance de base constante se superposent des variations journalières et saisonnières. Ainsi, le système énergétique doit être constitué d’énergie de base, qui fournit de l’énergie à la société à un niveau constant ou quasi permanent, et de ressources énergétiques, qui sont utilisées selon les besoins. Il est prévu que les sources d'énergie renouvelables telles que l'énergie solaire, la combustion de la biomasse, etc. soient utilisées principalement dans la composante variable de la consommation d'énergie. Le principal et unique candidat pour l’énergie de base est l’énergie nucléaire. Actuellement, seules les réactions de fission nucléaire, utilisées dans les centrales nucléaires modernes, sont maîtrisées pour produire de l'énergie. La fusion thermonucléaire contrôlée n’est, jusqu’à présent, qu’un candidat potentiel pour l’énergie de base.

Quels sont les avantages de la fusion thermonucléaire par rapport aux réactions de fission nucléaire, qui permettent d'espérer le développement à grande échelle de l'énergie thermonucléaire ? La différence principale et fondamentale est l'absence de déchets radioactifs à vie longue, typiques des réacteurs nucléaires à fission. Et bien que lors du fonctionnement d'un réacteur thermonucléaire la première paroi soit activée par des neutrons, le choix de matériaux structurels appropriés à faible activation ouvre la possibilité fondamentale de créer un réacteur thermonucléaire dans lequel l'activité induite de la première paroi diminuera jusqu'à complètement niveau de sécurité trente ans après l'arrêt du réacteur. Cela signifie qu’un réacteur épuisé ne devra être mis en veilleuse que pendant 30 ans, après quoi les matériaux pourront être recyclés et utilisés dans un nouveau réacteur de synthèse. Cette situation est fondamentalement différente de celle des réacteurs à fission, qui produisent des déchets radioactifs qui nécessitent un retraitement et un stockage pendant des dizaines de milliers d'années. En plus d'une faible radioactivité, l'énergie thermonucléaire possède d'énormes réserves pratiquement inépuisables de combustible et d'autres matériaux nécessaires, suffisantes pour produire de l'énergie pendant plusieurs centaines, voire milliers d'années.

Ce sont ces avantages qui ont incité les principaux pays nucléaires à lancer, au milieu des années 1950, des recherches à grande échelle sur la fusion thermonucléaire contrôlée. À cette époque, l'Union soviétique et les États-Unis avaient déjà procédé avec succès aux premiers essais de bombes à hydrogène, confirmant la possibilité fondamentale d'utiliser l'énergie et la fusion nucléaire dans des conditions terrestres. Dès le début, il est devenu évident que la fusion thermonucléaire contrôlée n’avait aucune application militaire. En 1956, les recherches ont été déclassifiées et sont depuis menées dans le cadre d'un vaste coopération internationale. Bombe H a été créé en quelques années seulement, et à cette époque il semblait que l'objectif était proche, et que les premières grandes installations expérimentales, construites à la fin des années 50, produiraient du plasma thermonucléaire. Cependant, il a fallu plus de 40 ans de recherche pour créer des conditions dans lesquelles la libération d'énergie thermonucléaire est comparable à la puissance calorifique du mélange réactionnel. En 1997, la plus grande installation thermonucléaire, l'européenne TOKAMAK (JET), a reçu 16 MW de puissance thermonucléaire et s'est rapprochée de ce seuil.

Quelle était la raison de ce retard ? Il s'est avéré que pour atteindre cet objectif, les physiciens et les ingénieurs ont dû résoudre de nombreux problèmes dont ils n'avaient aucune idée au début du voyage. Au cours de ces 40 années, la science de la physique des plasmas a été créée, ce qui a permis de comprendre et de décrire les processus physiques complexes se produisant dans le mélange réactionnel. Les ingénieurs devaient résoudre des problèmes tout aussi complexes, notamment apprendre à créer des vides profonds dans de grands volumes, sélectionner et tester des matériaux structurels appropriés, développer de grands aimants supraconducteurs, lasers puissants et des sources de rayons X, développer des systèmes d'énergie pulsée capables de créer de puissants faisceaux de particules, développer des méthodes de chauffage à haute fréquence du mélange, et bien plus encore.

Le §4 est consacré à une revue des recherches dans le domaine de la fusion magnétique contrôlée, qui comprend les systèmes à confinement magnétique et les systèmes pulsés. L'essentiel de cette revue est consacré aux systèmes les plus avancés de confinement magnétique des plasmas, les installations de type TOKAMAK.

La portée de cette revue nous permet de discuter uniquement des aspects les plus significatifs de la recherche sur la fusion thermonucléaire contrôlée. Le lecteur intéressé par une étude plus approfondie des divers aspects de ce problème peut être invité à consulter la littérature de revue. Il existe une abondante littérature consacrée à la fusion thermonucléaire contrôlée. Il convient notamment de mentionner aussi bien les ouvrages désormais classiques écrits par les fondateurs de la recherche thermonucléaire contrôlée que les publications très récentes, comme par exemple celles qui dressent un état des lieux actuel de la recherche thermonucléaire.

Bien qu'il existe de nombreuses réactions de fusion nucléaire conduisant à la libération d'énergie, à des fins pratiques d'utilisation de l'énergie nucléaire, seules les réactions répertoriées dans le tableau 1 sont intéressantes. Ici et ci-dessous, nous utilisons la désignation standard pour les isotopes de l'hydrogène : p. - proton c masse atomique 1, D - deuton, de masse atomique 2 et T - tritium, isotope de masse 3. Tous les noyaux participant à ces réactions à l'exception du tritium sont stables. Le tritium est un isotope radioactif de l'hydrogène avec une demi-vie de 12,3 ans. À la suite de la désintégration β, il se transforme en He 3, émettant un électron de faible énergie. Contrairement aux réactions de fission nucléaire, les réactions de fusion ne produisent pas de fragments radioactifs de noyaux lourds à longue durée de vie, ce qui permet en principe de créer un réacteur « propre », sans problème de stockage à long terme des déchets radioactifs.

Tableau 1.
Réactions nucléaires d’intérêt pour la fusion contrôlée

		Production d'énergie, q, (MeV)
	D + T = Il 4 + n
	D + D = Il 3 + n
	D + Il 3 = Il 4 + p
	p + B 11 = 3He 4
	Li 6 + n = He 4 + T
	Li 7 + n = He 4 + T + n

Toutes les réactions présentées dans le tableau 1, à l'exception de la dernière, se produisent avec libération d'énergie et sous forme d'énergie cinétique et de produits de réaction, q, qui est indiqué entre parenthèses en unités de millions d'électrons-volts (MeV),
(1 eV = 1,6 ·10 –19 J = 11 600 °K). Les deux dernières réactions jouent un rôle particulier dans la fusion contrôlée : elles serviront à produire du tritium, qui n'existe pas dans la nature.

Les réactions de fusion nucléaire 1 à 5 ont une vitesse de réaction relativement élevée, généralement caractérisée par la section efficace de réaction, σ. Les sections efficaces de réaction du tableau 1 sont présentées sur la figure 1 en fonction de l'énergie et des particules en collision dans le système de centre de masse.

σ

E,

Fig. 1. Coupes efficaces pour certaines réactions thermonucléaires du tableau 1,
en fonction de l'énergie et des particules dans le système de centre de masse.

En raison de la présence de répulsion coulombienne entre les noyaux, les sections efficaces pour les réactions à basse énergie et les particules sont négligeables et, par conséquent, à des températures ordinaires, un mélange d'isotopes d'hydrogène et d'autres atomes légers ne réagit pratiquement pas. Pour que l’une de ces réactions ait une section efficace notable, les particules en collision doivent avoir une énergie cinétique élevée. Les particules pourront alors franchir la barrière coulombienne, s'approcher à une distance de l'ordre du nucléaire et réagir. Par exemple, section maximale pour la réaction du deutérium avec le tritium, elle est obtenue à une énergie de particule d'environ 80 KeV, et pour que le mélange DT ait une vitesse de réaction élevée, sa température doit être de l'ordre de cent millions de degrés, T = 10 8 °K.

Le moyen le plus simple de générer de l'énergie et de fusion nucléaire qui vient immédiatement à l'esprit est d'utiliser un accélérateur d'ions et de bombarder, par exemple, des ions tritium accélérés à une énergie de 100 KeV, une cible solide ou gazeuse contenant des ions deutérium. Cependant, les ions injectés ralentissent trop vite lorsqu'ils entrent en collision avec les électrons froids de la cible, et n'ont pas le temps de produire suffisamment d'énergie pour couvrir les coûts énergétiques de leur accélération, malgré l'énorme différence entre les valeurs initiales (environ 100 KeV) et énergie produite dans la réaction (environ 10 MeV). Autrement dit, avec ce « mode » de production d’énergie et le coefficient de reproduction énergétique et,
Q fus = P synthèse / P coûts seront inférieurs à 1.

Afin d'augmenter Q fus, les électrons cibles peuvent être chauffés. Ensuite, les ions rapides décéléreront plus lentement et Q fus augmentera. Cependant, un rendement positif n'est obtenu qu'à une température cible très élevée, de l'ordre de plusieurs KeV. A cette température, l'injection d'ions rapides n'a plus d'importance ; il y a une quantité suffisante d'ions thermiques énergétiques dans le mélange, qui entrent eux-mêmes en réaction. En d’autres termes, des réactions thermonucléaires ou fusion thermonucléaire se produisent dans le mélange.

La vitesse des réactions thermonucléaires peut être calculée en intégrant la section efficace de réaction illustrée sur la figure 1 sur la fonction de distribution de particules maxwellienne à l'équilibre. Il est ainsi possible d'obtenir la vitesse de réaction K(T), qui détermine le nombre de réactions se produisant par unité de volume, n 1 n 2 K(T), et, par conséquent, la densité volumétrique de libération d'énergie dans le mélange réactionnel,

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

Dans la dernière formule n°1 n°2- les concentrations volumiques des composants réactifs, T- température des particules en réaction et q- rendement énergétique de la réaction donné dans le tableau 1.

À une température élevée caractéristique d'un mélange réactionnel, le mélange est dans un état de plasma, c'est-à-dire se compose d’électrons libres et d’ions chargés positivement qui interagissent les uns avec les autres via des champs électromagnétiques collectifs. En cohérence avec le mouvement des particules du plasma, les champs électromagnétiques déterminent la dynamique du plasma et, en particulier, maintiennent sa quasi-neutralité. Avec une très grande précision, les densités de charge des ions et des électrons dans le plasma sont égales, n e = Zn z, où Z est la charge de l'ion (pour les isotopes de l'hydrogène Z = 1). Les composants ioniques et électroniques échangent de l'énergie en raison des collisions coulombiennes et, aux paramètres de plasma typiques des applications thermonucléaires, leurs températures sont à peu près égales.

La température élevée du mélange nécessite des coûts énergétiques supplémentaires. Tout d’abord, nous devons prendre en compte le bremsstrahlung émis par les électrons lors d’une collision avec des ions :

Le pouvoir de bremsstrahlung, ainsi que le pouvoir des réactions thermonucléaires dans le mélange, est proportionnel au carré de la densité du plasma et, par conséquent, le rapport P fus /P b dépend uniquement de la température du plasma. La Bremsstrahlung, contrairement à la puissance des réactions thermonucléaires, dépend faiblement de la température du plasma, ce qui conduit à la présence limite inférieure selon la température du plasma à laquelle la puissance des réactions thermonucléaires est égale à la puissance des pertes par bremsstrahlung, P fus /P b = 1. À des températures inférieures au seuil, la puissance des pertes par bremsstrahlung dépasse la libération d'énergie thermonucléaire et, et donc dans un mélange froid, une production d'énergie positive est impossible. Le mélange de deutérium et de tritium a la température limite la plus basse, mais même dans ce cas, la température du mélange doit dépasser 3 KeV (3,5 · 10 · 7 °K). Les températures seuils pour les réactions DD et DHe 3 sont environ d'un ordre de grandeur plus élevées que pour la réaction DT. Pour la réaction d'un proton avec le bore, le rayonnement de bremsstrahlung à n'importe quelle température dépasse le rendement de la réaction et, par conséquent, pour utiliser cette réaction, des pièges spéciaux sont nécessaires dans lesquels la température des électrons est inférieure à la température des ions, ou la densité du plasma est telle élevé que le rayonnement soit absorbé par le mélange de travail.

En plus de la température élevée du mélange, pour qu’une réaction positive se produise, le mélange chaud doit exister suffisamment longtemps pour que les réactions se produisent. Dans tout système thermonucléaire de dimensions finies, il existe des canaux supplémentaires de perte d'énergie du plasma en plus du bremsstrahlung (par exemple, en raison de la conductivité thermique, du rayonnement linéaire des impuretés, etc.), dont la puissance ne doit pas dépasser l'énergie thermonucléaire. libérer. Dans le cas général, les pertes d'énergie supplémentaires peuvent être caractérisées par la durée de vie énergétique du plasma t E, définie de telle sorte que le rapport 3nT/t E donne la puissance perdue par unité de volume de plasma. Evidemment, pour un rendement positif il faut que la puissance thermonucléaire dépasse la puissance des pertes supplémentaires, P fus > 3nT/t E , ce qui donne une condition pour le produit minimum de la densité et de la durée de vie du plasma, nt E . Par exemple, pour une réaction DT il faut que

nt E > 5 10 19 s/m 3 (3)

Cette condition est généralement appelée critère de Lawson (à proprement parler, dans l'ouvrage original, le critère de Lawson a été dérivé pour un circuit de réacteur thermonucléaire spécifique et, contrairement à (3), inclut l'efficacité de conversion de l'énergie thermique en énergie électrique). Sous la forme sous laquelle il est écrit ci-dessus, le critère est pratiquement indépendant du système thermonucléaire et constitue une condition nécessaire généralisée pour un résultat positif. Le critère de Lawson pour les autres réactions est d'un ou deux ordres de grandeur supérieur à celui de la réaction DT, et la température seuil est également plus élevée. La proximité du dispositif pour obtenir une sortie positive est généralement représentée sur le plan T - nt E, illustré sur la figure 2.

nt E

Fig.2. Région avec un rendement positif d'une réaction nucléaire sur le plan T-nt E.
Les réalisations de diverses installations expérimentales de confinement du plasma thermonucléaire sont présentées.

On peut voir que les réactions DT sont plus facilement réalisables : elles nécessitent une température plasmatique nettement inférieure à celle des réactions DD et imposent des conditions moins strictes quant à sa rétention. Le programme thermonucléaire moderne vise à mettre en œuvre une fusion contrôlée par DT.

Ainsi, des réactions thermonucléaires contrôlées sont en principe possibles, et la tâche principale de la recherche thermonucléaire est le développement d'un dispositif pratique qui pourrait rivaliser économiquement avec d'autres sources d'énergie et.

Tous les dispositifs inventés en 50 ans peuvent être divisés en deux grandes classes : 1) les systèmes stationnaires ou quasi-stationnaires basés sur le confinement magnétique de plasma chaud ; 2) systèmes d'impulsions. Dans le premier cas, la densité du plasma est faible et le critère de Lawson est atteint grâce à une bonne rétention d'énergie dans le système, c'est-à-dire longue durée de vie du plasma énergétique. Par conséquent, les systèmes à confinement magnétique ont une taille de plasma caractéristique de l'ordre de plusieurs mètres et une densité de plasma relativement faible, n ~ 10 20 m -3 (c'est environ 10 5 fois inférieure à la densité atomique à pression normale et température ambiante) .

Dans les systèmes pulsés, le critère de Lawson est atteint en comprimant des cibles de fusion avec un rayonnement laser ou à rayons X et en créant un mélange à très haute densité. La durée de vie des systèmes pulsés est courte et est déterminée par la libre expansion de la cible. Le principal défi physique dans cette direction de fusion contrôlée est de réduire l’énergie totale et l’explosion à un niveau qui permettra de réaliser un réacteur à fusion pratique.

Les deux types de systèmes ont déjà failli créer des machines expérimentales à rendement énergétique positif et Q fu > 1, dans lesquelles seront testés les principaux éléments des futurs réacteurs thermonucléaires. Cependant, avant de passer à une discussion sur les dispositifs à fusion, nous considérerons le cycle du combustible d'un futur réacteur à fusion, qui est largement indépendant de la conception spécifique du système.

	Grand rayon R(m)	Petit rayon, UN(m)	Courant plasma Je p (MA)				Caractéristiques de la machine
							Plasma DT, diverteur
							Déviateur, faisceaux d'atomes neutres énergétiques
							Système magnétique supraconducteur (Nb 3 Sn)
							Système magnétique supraconducteur (NbTi)

1) Le TOKAMAK T-15 n'a jusqu'à présent fonctionné qu'en mode de chauffage ohmique du plasma et, par conséquent, les paramètres du plasma obtenus avec cette installation sont assez faibles. À l'avenir, il est prévu d'introduire 10 MW d'injection neutre et 10 MW de chauffage cyclotron électronique.

2) Le Q fus donné a été recalculé à partir des paramètres du plasma DD obtenus dans la configuration du plasma DT.

Et bien que le programme expérimental sur ces TOKAMAK ne soit pas encore achevé, cette génération de machines a pratiquement accompli les tâches qui lui étaient assignées. Les TOKAMAK JET et TFTR ont reçu pour la première fois une puissance thermonucléaire élevée de réactions DT dans le plasma, 11 MW dans TFTR et 16 MW dans JET. La figure 6 montre les dépendances temporelles de l'énergie thermonucléaire dans les expériences DT.

Fig.6. Dépendance de l'énergie thermonucléaire au temps dans les décharges records de deutérium-tritium des tokamaks JET et TFTR.

Cette génération de TOKAMAK a atteint la valeur seuil Q fus = 1 et n'a reçu que plusieurs fois inférieur à celui requis pour un réacteur TOKAMAK à grande échelle. Les TOKAMAK ont appris à maintenir un courant plasma stationnaire à l'aide de champs RF et de faisceaux neutres. La physique du chauffage du plasma par des particules rapides, y compris les particules alpha thermonucléaires, a été étudiée, le fonctionnement du divertor a été étudié et des modes de fonctionnement avec de faibles charges thermiques ont été développés. Les résultats de ces études ont permis de créer les bases physiques nécessaires à la prochaine étape : le premier réacteur TOKAMAK, qui fonctionnera en mode combustion.

Quelles sont les restrictions physiques sur les paramètres plasmatiques des TOKAMAK ?

Pression plasmatique maximale en TOKAMAK ou valeur maximale β est déterminé par la stabilité du plasma et est décrit approximativement par la relation de Troyon,

Où β exprimée en %, IP– le courant circulant dans le plasma et βN est une constante sans dimension appelée coefficient de Troyon. Les paramètres en (5) ont les dimensions MA, T, m. Valeurs maximales du coefficient de Troyon. βN= 3÷5, obtenus expérimentalement, sont en bon accord avec les prédictions théoriques basées sur les calculs de stabilité du plasma. La figure 7 montre les valeurs limites β , obtenu dans divers TOKAMAK.

Figure 7. Comparaison des valeurs limites β obtenus dans les expériences de mise à l'échelle de Troyon.

Si la valeur limite est dépassée β , des perturbations hélicoïdales à grande échelle se développent dans le plasma TOKAMAK, le plasma se refroidit rapidement et meurt sur la paroi. Ce phénomène est appelé décrochage du plasma.

Comme le montre la figure 7, TOKAMAK se caractérise par des valeurs plutôt faibles β à hauteur de plusieurs pour cent. Il existe une possibilité fondamentale d'augmenter la valeur β en réduisant le rapport d'aspect du plasma à des valeurs extrêmement faibles de R/ un= 1,3÷1,5. La théorie prédit que dans de telles machines β peut atteindre plusieurs dizaines de pour cent. Le premier TOKAMAK à très faible allongement, START, construit il y a plusieurs années en Angleterre, a déjà reçu des valeurs β = 30%. En revanche, ces systèmes sont techniquement plus exigeants et nécessitent des solutions techniques particulières pour la bobine toroïdale, le divertor et la protection neutronique. Actuellement, plusieurs TOKAMAK expérimentaux plus grands que START sont en cours de construction avec un faible rapport d'aspect et un courant plasma supérieur à 1 MA. On s'attend à ce qu'au cours des 5 prochaines années, les expériences fournissent suffisamment de données pour comprendre si l'amélioration attendue des paramètres du plasma sera obtenue et si elle sera en mesure de compenser les difficultés techniques attendues dans ce sens.

Des études à long terme sur le confinement du plasma dans les TOKAMAK ont montré que les processus de transfert d'énergie et de particules à travers le champ magnétique sont déterminés par des processus turbulents complexes dans le plasma. Et bien que les instabilités du plasma responsables de pertes anormales de plasma aient déjà été identifiées, la compréhension théorique des processus non linéaires n'est pas encore suffisante pour décrire la durée de vie du plasma sur la base des premiers principes. Ainsi, pour extrapoler les durées de vie des plasmas obtenues dans les installations modernes à l’échelle du réacteur TOKAMAK, des lois empiriques – les mises à l’échelle – sont actuellement utilisées. L'une de ces mises à l'échelle (ITER-97(y)), obtenue grâce au traitement statistique d'une base de données expérimentale de divers TOKAMAK, prédit que la durée de vie augmente avec la taille du plasma, R, le courant plasma I p et l'allongement de la section efficace du plasma k = b/ UN= 4 et diminue avec l'augmentation de la puissance de chauffage du plasma, P :

t E ~ R 2 k 0,9 I р 0,9 / P 0,66

La dépendance de la durée de vie énergétique par rapport aux autres paramètres du plasma est plutôt faible. La figure 8 montre que la durée de vie mesurée dans presque tous les TOKAMAK expérimentaux est bien décrite par cette mise à l'échelle.

Figure 8. Dépendance de la durée de vie énergétique observée expérimentalement par rapport à celle prédite par la mise à l'échelle d'ITER-97(y).
L'écart statistique moyen des points expérimentaux par rapport à la mise à l'échelle est de 15 %.
Différentes étiquettes correspondent à différents TOKAMAK et au réacteur TOKAMAK projeté ITER.

Cette mise à l'échelle prédit qu'un TOKAMAK dans lequel se produira une combustion thermonucléaire autonome devrait avoir un grand rayon de 7 à 8 m et un courant plasma de 20 MA. Dans un tel TOKAMAK, la durée de vie énergétique dépassera 5 secondes et la puissance des réactions thermonucléaires sera de 1 à 1,5 GW.

En 1998, la conception technique du réacteur TOKAMAK ITER a été achevée. Les travaux ont été menés conjointement par quatre parties : l'Europe, la Russie, les États-Unis et le Japon dans le but de créer le premier réacteur expérimental TOKAMAK conçu pour réaliser la combustion thermonucléaire d'un mélange de deutérium et de tritium. Les principaux paramètres physiques et techniques de l'installation sont présentés dans le tableau 3 et sa coupe transversale est illustrée à la figure 9.

Figure 9. Vue générale du réacteur TOKAMAK ITER conçu.

ITER aura déjà toutes les principales caractéristiques du réacteur TOKAMAK. Il disposera d'un système magnétique entièrement supraconducteur, d'une couverture refroidie et d'une protection contre les rayonnements neutroniques, ainsi que d'un système de télémaintenance de l'installation. On suppose que des flux de neutrons d'une densité de puissance de 1 MW/m 2 et d'une fluence totale de 0,3 MW × an/m 2 seront obtenus sur le premier mur, ce qui permettra des tests de technologie nucléaire de matériaux et de modules de couverture capables de reproduire tritium.

Tableau 3.
Paramètres de base du premier réacteur thermonucléaire expérimental TOKAMAK, ITER.

Paramètre	Signification
Rayons majeurs/mineurs du tore (A/ un)	8,14 m / 2,80 m
Configuration plasma	Avec un inverseur toroïdal
Volume plasmatique
Courant plasma
Champ magnétique toroïdal	5,68 T (au rayon R = 8,14 m)
β
Puissance totale des réactions thermonucléaires
Flux de neutrons sur le premier mur
Durée de combustion
Puissance de chauffage plasma supplémentaire

La construction d'ITER est prévue pour 2010-2011. Le programme expérimental, qui se poursuivra sur ce réacteur expérimental pendant une vingtaine d'années, fournira les données de physique du plasma et de technologie nucléaire nécessaires à la construction en 2030-2035 du premier réacteur de démonstration. - TOKAMAK, qui produira déjà de l'électricité. La tâche principale d'ITER sera de démontrer l'utilité du réacteur TOKAMAK pour produire de l'électricité et.

Outre TOKAMAK, qui est actuellement le système le plus avancé pour mettre en œuvre une fusion thermonucléaire contrôlée, il existe d'autres pièges magnétiques qui concurrencent avec succès TOKAMAK.

	Grand rayon, R (m)	Petit rayon, a (m)	Puissance de chauffage du plasma, (MW)	Champ magnétique, T	commentaires
LHD (Japon)					Système magnétique supraconducteur, inverseur à vis
WVII-X (Allemagne)					Système magnétique supraconducteur, bobines modulaires, configuration magnétique optimisée

Outre les TOKAMAK et les STELLARATOR, les expériences, bien qu'à plus petite échelle, se poursuivent sur certains autres systèmes à configurations magnétiques fermées. Parmi eux, il convient de noter les pincements inversés sur le terrain, les SPHEROMAK et les tores compacts. Les pincements à champ inversé ont un champ magnétique toroïdal relativement faible. Dans SPHEROMAK ou tori compact, il n’y a aucun système magnétique toroïdal. En conséquence, tous ces systèmes promettent la possibilité de créer un plasma avec une valeur de paramètre élevée. β et, par conséquent, pourrait à l'avenir être intéressant pour la création de réacteurs à fusion compacts ou de réacteurs utilisant des réactions alternatives, telles que DHe 3 ou rB, dans lesquels un faible champ est requis pour réduire le bremsstrahlung magnétique. Les paramètres plasmatiques actuels obtenus dans ces pièges sont encore nettement inférieurs à ceux obtenus dans TOKAMAKS et STELLARATORS.

Nom de l'installation	Type de laser	Énergie par impulsion (kJ)	Longueur d'onde
			1.05 / 0.53 / 0.35
NIF (construit aux États-Unis)
ISKRA 5 (Russie)
DOLPHIN (Russie)
PHÉBUS (France)
GEKKO HP (Japon)			1.05 / 0.53 / 0.35

Une étude de l'interaction du rayonnement laser avec la matière a montré que le rayonnement laser est bien absorbé par la substance en évaporation de la coque cible jusqu'aux densités de puissance requises de 2÷4 · 10 14 W/cm 2 . Le coefficient d'absorption peut atteindre 40÷80 % et augmente avec la diminution de la longueur d'onde du rayonnement. Comme mentionné ci-dessus, un rendement thermonucléaire important peut être obtenu si la majeure partie du combustible reste froide pendant la compression. Pour ce faire, il faut que la compression soit adiabatique, c'est-à-dire il faut éviter de préchauffer la cible, ce qui peut se produire en raison de la génération rayonnement laserélectrons énergétiques, ondes de choc ou rayons X durs. De nombreuses études ont montré que ces effets indésirables peuvent être réduits en profilant l’impulsion de rayonnement, en optimisant les comprimés et en réduisant la longueur d’onde du rayonnement. La figure 16, empruntée à l'ouvrage, montre les limites de la région sur le plan densité de puissance - longueur d'onde lasers adaptés à la compression de cibles.

Figure 16. La région sur le plan paramétrique dans laquelle les lasers sont capables de comprimer des cibles thermonucléaires (ombrées).

La première installation laser (NIF) avec des paramètres laser suffisants pour enflammer des cibles sera construite aux USA en 2002. L'installation permettra d'étudier la physique de compression de cibles qui auront une puissance thermonucléaire au niveau de 1-20 MJ et, par conséquent, permettra d'obtenir des valeurs élevées Q>1.

Bien que les lasers permettent d'effectuer des recherches en laboratoire sur la compression et l'allumage des cibles, leur inconvénient est leur faible rendement, qui, au mieux, atteint jusqu'à présent 1 à 2 %. À des rendements aussi faibles, le rendement thermonucléaire de la cible doit dépasser 10 3, ce qui est une tâche très difficile. De plus, les lasers en verre ont une faible répétabilité des impulsions. Pour que les lasers puissent servir de pilote de réacteur pour une centrale à fusion, leur coût doit être réduit d’environ deux ordres de grandeur. Ainsi, parallèlement au développement technologie laser, les chercheurs se sont tournés vers le développement de pilotes plus efficaces : des faisceaux d'ions.

Faisceaux d'ions

Actuellement, deux types de faisceaux d'ions sont envisagés : les faisceaux d'ions légers, de type Li, d'une énergie de plusieurs dizaines de MeV, et les faisceaux d'ions lourds, de type Pb, d'une énergie pouvant atteindre 10 GeV. Si l'on parle d'applications de réacteurs, alors dans les deux cas, il est nécessaire de fournir une énergie de plusieurs MJ à une cible d'un rayon de plusieurs millimètres en un temps d'environ 10 ns. Il faut non seulement focaliser le faisceau, mais aussi pouvoir le conduire dans la chambre du réacteur à une distance d'environ plusieurs mètres de la sortie de l'accélérateur à la cible, ce qui n'est pas du tout une tâche facile pour des faisceaux de particules.

Des faisceaux d'ions légers avec des énergies de plusieurs dizaines de MeV peuvent être créés avec une efficacité relativement élevée. en utilisant une tension d'impulsion appliquée à la diode. La technologie pulsée moderne permet d'obtenir les puissances nécessaires pour comprimer les cibles, et les faisceaux d'ions légers sont donc le candidat le moins cher pour un pilote. Des expériences avec des ions légers sont menées depuis de nombreuses années dans l'installation PBFA-11 du Sandywood National Laboratory aux États-Unis. La configuration permet de créer des impulsions courtes (15 ns) d'ions Li de 30 MeV avec un courant de crête de 3,5 MA et une énergie totale d'environ 1 MJ. Un boîtier en matériau à grand Z avec une cible à l'intérieur a été placé au centre d'une diode à symétrie sphérique, permettant la production d'un grand nombre de faisceaux d'ions dirigés radialement. L'énergie ionique était absorbée dans le boîtier hohlraum et dans la charge poreuse entre la cible et le boîtier et était convertie en rayonnement X doux, comprimant la cible.

Il était prévu d'obtenir une densité de puissance supérieure à 5 × 10 13 W/cm 2 nécessaire à la compression et à l'allumage des cibles. Cependant, les densités de puissance obtenues étaient environ d’un ordre de grandeur inférieures à celles attendues. Un réacteur utilisant des ions légers comme moteur nécessite des flux colossaux de particules rapides avec une densité de particules élevée à proximité de la cible. Focaliser de tels faisceaux sur des cibles millimétriques est une tâche d’une énorme complexité. De plus, les ions légers seront sensiblement inhibés dans les gaz résiduels dans la chambre de combustion.

Le passage aux ions lourds et aux énergies de particules élevées permet d'atténuer significativement ces problèmes et, notamment, de réduire les densités de courant des particules et, ainsi, d'atténuer le problème de focalisation des particules. Cependant, pour obtenir les particules de 10 GeV requises, d'énormes accélérateurs dotés d'accumulateurs de particules et d'autres équipements d'accélération complexes sont nécessaires. Supposons que l'énergie totale du faisceau soit de 3 MJ, la durée d'impulsion soit de 10 ns et la zone sur laquelle le faisceau doit être focalisé est un cercle d'un rayon de 3 mm. Les paramètres comparatifs des facteurs hypothétiques pour la compression cible sont présentés dans le tableau 6.

Tableau 6.
Caractéristiques comparatives des conducteurs sur les ions légers et lourds.

*) – dans la zone cible

Les faisceaux d'ions lourds, ainsi que d'ions légers, nécessitent l'utilisation d'un hohlraum dans lequel l'énergie des ions est convertie en rayonnement X, qui irradie uniformément la cible elle-même. La conception du hohlraum pour un faisceau d'ions lourds ne diffère que légèrement de celle du hohlraum pour le rayonnement laser. La différence est que les faisceaux ne nécessitent pas de trous à travers lesquels les faisceaux laser pénètrent dans le hohlraum. Par conséquent, dans le cas des faisceaux, des absorbeurs de particules spéciaux sont utilisés, qui convertissent leur énergie en rayonnement X. Un des options possibles montré sur la figure 14b. Il s’avère que l’efficacité de conversion diminue avec l’augmentation de l’énergie et des ions et avec l’augmentation de la taille de la région sur laquelle le faisceau est focalisé. Par conséquent, augmenter l’énergie et les particules au-dessus de 10 GeV n’est pas pratique.

Actuellement, tant en Europe qu'aux États-Unis, il a été décidé de concentrer les efforts principaux sur le développement de pilotes basés sur des faisceaux d'ions lourds. Il est prévu que ces pilotes soient développés d'ici 2010-2020 et, en cas de succès, remplaceront les lasers dans les installations NIF de nouvelle génération. Jusqu’à présent, les accélérateurs nécessaires à la fusion inertielle n’existent pas. La principale difficulté de leur création est liée à la nécessité d'augmenter les densités de flux de particules à un niveau auquel la densité de charge spatiale des ions affecte déjà de manière significative la dynamique et la focalisation des particules. Afin de réduire l'effet de la charge d'espace, il est proposé de créer un grand nombre de faisceaux parallèles, qui seront connectés dans la chambre du réacteur et dirigés vers la cible. La taille typique d’un accélérateur linéaire est de plusieurs kilomètres.

Comment est-il censé conduire des faisceaux d'ions sur une distance de plusieurs mètres dans la chambre du réacteur et les focaliser sur une zone de plusieurs millimètres ? L'un des schémas possibles est l'autofocalisation des faisceaux, qui peut se produire dans un environnement gazeux. basse pression. Le faisceau provoquera une ionisation du gaz et un contre-courant compensatoire circulant à travers le plasma. Le champ magnétique azimutal, créé par le courant résultant (la différence entre le courant du faisceau et le courant inverse du plasma), entraînera une compression radiale du faisceau et sa focalisation. Les simulations numériques montrent qu'en principe, un tel schéma est possible si la pression du gaz est maintenue dans la plage souhaitée de 1 à 100 Torr.

Et bien que les faisceaux d’ions lourds offrent la perspective de créer un moteur efficace pour un réacteur à fusion, ils sont confrontés à d’énormes défis techniques qui doivent encore être surmontés avant d’atteindre cet objectif. Pour les applications thermonucléaires, il faut un accélérateur qui créera un faisceau d'ions de 10 GeV avec un courant de pointe de plusieurs dizaines d'engins spatiaux et une puissance moyenne d'environ 15 MW. Le volume du système magnétique d'un tel accélérateur est comparable au volume du système magnétique du réacteur TOKAMAK et on peut donc s'attendre à ce que leurs coûts soient du même ordre.

Chambre du réacteur à impulsions

Contrairement à un réacteur à fusion magnétique, où un vide poussé et une pureté du plasma sont requis, de telles exigences ne sont pas imposées à la chambre d'un réacteur pulsé. Les principales difficultés technologiques liées à la création de réacteurs pulsés résident dans le domaine de la technologie des pilotes, de la création de cibles de précision et de systèmes permettant d'alimenter et de contrôler la position de la cible dans la chambre. La chambre du réacteur pulsé elle-même a une conception simple. La plupart des projets impliquent l'utilisation d'un mur liquide créé par un liquide de refroidissement ouvert. Par exemple, la conception du réacteur HYLIFE-11 utilise du sel fondu Li 2 BeF 4, un rideau de liquide à partir duquel entoure la zone d'arrivée des cibles. La paroi liquide absorbera le rayonnement neutronique et éliminera les restes des cibles. Il amortit également la pression des micro-explosions et la transfère uniformément à la paroi principale de la chambre. Le diamètre extérieur caractéristique de la chambre est d'environ 8 m et sa hauteur est d'environ 20 m.

Le débit total du liquide de refroidissement est estimé à environ 50 m 3 /s, ce qui est tout à fait réalisable. On suppose qu'en plus du flux principal stationnaire, un obturateur de liquide pulsé sera réalisé dans la chambre, qui s'ouvrira de manière synchronisée avec l'alimentation de la cible avec une fréquence d'environ 5 Hz pour transmettre un faisceau d'ions lourds.

La précision d’alimentation cible requise est de quelques fractions de millimètres. Il est évident que la livraison passive d'une cible sur une distance de plusieurs mètres avec une telle précision dans la chambre dans laquelle elle aura lieu écoulements turbulents le gaz provoqué par les explosions de cibles précédentes est une tâche presque impossible. Par conséquent, le réacteur nécessitera un système de contrôle permettant de suivre la position de la cible et de focaliser dynamiquement le faisceau. En principe, une telle tâche est réalisable, mais elle peut compliquer considérablement le contrôle du réacteur.

L'énergie thermonucléaire est-elle nécessaire ?

Sur à ce stade développement de la civilisation, nous pouvons affirmer avec certitude que l’humanité est confrontée à un « défi énergétique ». Cela est dû à plusieurs facteurs fondamentaux :

— L'humanité consomme désormais énormément d'énergie.

Actuellement, la consommation énergétique mondiale est d'environ 15,7 térawatts (TW). En divisant cette valeur par la population de la planète, nous obtenons environ 2 400 watts par personne, ce qui peut être facilement estimé et imaginé. L'énergie consommée par chaque habitant de la Terre (y compris les enfants) correspond au fonctionnement 24 heures sur 24 de 24 lampes électriques de 100 watts.

— La consommation mondiale d’énergie augmente rapidement.

Selon l’Agence internationale de l’énergie (2006), la consommation mondiale d’énergie devrait augmenter de 50 % d’ici 2030.

— Actuellement, 80 % de l’énergie consommée dans le monde provient de la combustion de combustibles fossiles (pétrole, charbon et gaz).), dont l'utilisation présente potentiellement un risque de changements environnementaux catastrophiques.

La blague suivante est populaire parmi les Saoudiens : « Mon père montait à dos de chameau. J'ai une voiture et mon fils pilote déjà un avion. Mais maintenant, son fils va à nouveau monter à dos de chameau.

Cela semble être le cas, car toutes les grandes projections prévoient que les réserves mondiales de pétrole s'épuiseront en grande partie d'ici 50 ans environ.

Même sur la base des estimations de l'US Geological Survey (cette prévision est beaucoup plus optimiste que d'autres), la croissance de la production mondiale de pétrole ne se poursuivra pas au-delà des 20 prochaines années (d'autres experts prédisent que le pic de production sera atteint dans 5 à 10 ans). années), après quoi le volume de pétrole produit commencera à diminuer à un rythme d’environ 3 % par an. Les perspectives de production de gaz naturel ne semblent guère meilleures. On dit généralement que nous aurons suffisamment de charbon pour encore 200 ans, mais cette prévision repose sur le maintien du niveau actuel de production et de consommation. Parallèlement, la consommation de charbon augmente désormais de 4,5 % par an, ce qui réduit immédiatement la période mentionnée de 200 ans à seulement 50 ans.

Nous devons donc maintenant nous préparer à la fin de l’ère de l’utilisation des combustibles fossiles.

Malheureusement, existant maintenant sources alternatives l’énergie n’est pas en mesure de couvrir les besoins croissants de l’humanité. Selon les estimations les plus optimistes, la quantité maximale d'énergie (en équivalent thermique spécifié) générée par les sources répertoriées n'est que de 3 TW (énergie éolienne), 1 TW (énergie hydraulique), 1 TW (sources biologiques) et 100 GW (énergie géothermique et marine). plantes). La quantité totale d’énergie supplémentaire (même dans cette prévision la plus optimale) n’est que d’environ 6 TW. Il convient de noter que le développement de nouvelles sources d'énergie est une tâche technique très complexe, de sorte que le coût de l'énergie qu'elles produisent sera de toute façon plus élevé qu'avec la combustion habituelle du charbon, etc.

l'humanité doit rechercher d'autres sources d'énergie, pour lesquelles actuellement seules les réactions solaires et de fusion thermonucléaire peuvent réellement être envisagées.

Le soleil est potentiellement une source d’énergie quasiment inépuisable. La quantité d'énergie qui atteint seulement 0,1 % de la surface de la planète équivaut à 3,8 TW (même si elle est convertie avec un rendement de seulement 15 %). Le problème réside dans notre incapacité à capter et à transformer cette énergie, associée à la fois à coût élevé panneaux solaires, ainsi que les problèmes d'accumulation, de stockage et de transmission ultérieure de l'énergie reçue vers les régions requises.

Actuellement, les centrales nucléaires produisent à grande échelle l’énergie libérée lors des réactions de fission des noyaux atomiques. Je pense que la création et le développement de telles centrales doivent être encouragés par tous les moyens possibles, mais il faut tenir compte du fait que les réserves de l'un des matériaux les plus importants pour leur fonctionnement (l'uranium bon marché) peuvent également être complètement épuisées au sein du les 50 prochaines années.

Une autre direction importante du développement est l'utilisation de la fusion nucléaire (fusion nucléaire), qui constitue désormais le principal espoir de salut, même si le moment de la création des premières centrales thermonucléaires reste incertain. Cette conférence est dédiée à ce sujet.

Qu’est-ce que la fusion nucléaire ?

La fusion nucléaire, qui est à la base de l'existence du Soleil et des étoiles, représente potentiellement une source d'énergie inépuisable pour le développement de l'Univers en général. Expériences menées en Russie (la Russie est le berceau de la centrale thermonucléaire Tokamak), aux États-Unis, au Japon, en Allemagne, ainsi qu'au Royaume-Uni dans le cadre du programme Joint European Torus (JET), qui est l'un des principaux programmes de recherche dans le monde, montrent que la fusion nucléaire peut répondre non seulement aux besoins énergétiques actuels de l'humanité (16 TW), mais aussi à une quantité d'énergie bien plus importante.

L’énergie de fusion nucléaire est bien réelle et la principale question est de savoir si nous pouvons créer des usines de fusion suffisamment fiables et rentables.

Les processus de fusion nucléaire sont des réactions impliquant la fusion de noyaux atomiques légers en noyaux plus lourds, libérant ainsi une certaine quantité d’énergie.

Tout d'abord, parmi eux, il convient de noter la réaction très courante sur Terre entre deux isotopes (deutérium et tritium) de l'hydrogène, à la suite de laquelle de l'hélium se forme et un neutron est libéré. La réaction peut s’écrire comme suit :

D + T = 4 He + n + énergie (17,6 MeV).

L'énergie libérée, due au fait que l'hélium-4 possède des liaisons nucléaires très fortes, se transforme en énergie ordinaire énergie cinétique, réparti entre le neutron et le noyau d'hélium-4 dans la proportion 14,1 MeV/3,5 MeV.

Pour initier (enflammer) la réaction de fusion, il est nécessaire d'ioniser complètement et de chauffer le gaz d'un mélange de deutérium et de tritium à une température supérieure à 100 millions de degrés Celsius (nous la désignerons par M degrés), soit environ cinq fois plus élevée. que la température au centre du Soleil. Déjà à des températures de plusieurs milliers de degrés, les collisions interatomiques conduisent à l'expulsion d'électrons des atomes, ce qui entraîne la formation d'un mélange de noyaux et d'électrons séparés appelé plasma, dans lequel des deutons et des tritons chargés positivement et hautement énergétiques (c'est-à-dire du deutérium) et les noyaux de tritium) connaissent une forte répulsion mutuelle. Cependant, la température élevée du plasma (et l'énergie ionique élevée associée) permet à ces ions deutérium et tritium de surmonter la répulsion coulombienne et d'entrer en collision les uns avec les autres. À des températures supérieures à 100 M degrés, les deutons et les tritons les plus « énergétiques » se réunissent dans des collisions à des distances si proches que de puissantes forces nucléaires commencent à agir entre eux, les forçant à fusionner les uns avec les autres en un seul tout.

La réalisation de ce procédé en laboratoire pose trois problèmes très difficiles. Tout d'abord, mélange gazeux les noyaux D et T doivent être chauffés à des températures supérieures à 100 M degrés, pour éviter d'une manière ou d'une autre de refroidir et d'être contaminés (en raison de réactions avec les parois du récipient).

Pour résoudre ce problème, des « pièges magnétiques » ont été inventés, appelés Tokamak, qui empêchent l'interaction du plasma avec les parois du réacteur.

Dans la méthode décrite, le plasma est chauffé par un courant électrique circulant à l’intérieur du tore jusqu’à environ 3 M degrés, ce qui reste toutefois insuffisant pour déclencher la réaction. Pour chauffer davantage le plasma, de l'énergie y est soit « pompée » avec un rayonnement radiofréquence (comme dans un four à micro-ondes), soit des faisceaux de particules neutres à haute énergie sont injectés, qui transfèrent leur énergie au plasma lors des collisions. De plus, le dégagement de chaleur se produit en raison des réactions thermonucléaires elles-mêmes (comme nous le verrons ci-dessous), à la suite desquelles un « allumage » du plasma devrait se produire dans une installation suffisamment grande.

Actuellement, en France, débute la construction du réacteur thermonucléaire expérimental international ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), décrit ci-dessous, qui sera le premier Tokamak capable d'« allumer » du plasma.

Dans les installations existantes de type Tokamak les plus avancées, des températures d'environ 150 M degrés ont été atteintes depuis longtemps, proches des valeurs requises pour le fonctionnement d'une centrale thermonucléaire, mais le réacteur ITER devrait devenir le premier réacteur de grande puissance installation conçue pour un fonctionnement à long terme. A l'avenir, il faudra améliorer significativement les paramètres de son fonctionnement, ce qui nécessitera tout d'abord une augmentation de la pression dans le plasma, puisque la vitesse de fusion nucléaire à une température donnée est proportionnelle au carré de la pression.

Principal problème scientifique cela est dû au fait que lorsque la pression dans le plasma augmente, des instabilités très complexes et dangereuses apparaissent, c'est-à-dire des modes de fonctionnement instables.

Les noyaux d'hélium chargés électriquement résultant de la réaction de fusion sont retenus à l'intérieur d'un « piège magnétique », où ils sont progressivement ralentis en raison de collisions avec d'autres particules, et l'énergie libérée lors des collisions contribue à maintenir la température élevée du cordon de plasma. Les neutrons neutres (sans charge électrique) quittent le système et transfèrent leur énergie aux parois du réacteur, et la chaleur extraite des parois est la source d'énergie pour le fonctionnement des turbines qui produisent de l'électricité. Les problèmes et difficultés d'exploitation d'une telle installation sont liés, tout d'abord, au fait que le puissant flux de neutrons de haute énergie et l'énergie libérée (sous forme un rayonnement électromagnétique et particules de plasma) affectent gravement le réacteur et peuvent détruire les matériaux qui le composent.

De ce fait, la conception des installations thermonucléaires est très complexe. Les physiciens et les ingénieurs sont confrontés à la tâche d'assurer une haute fiabilité de leur travail. La conception et la construction des centrales thermonucléaires nécessitent de résoudre un certain nombre de problèmes technologiques divers et très complexes.

Conception de centrale thermonucléaire

La figure montre un diagramme schématique (pas à l'échelle) du dispositif et du principe de fonctionnement d'une centrale thermonucléaire. Dans la partie centrale se trouve une chambre toroïdale (en forme de beignet) d'un volume d'environ 2 000 m 3, remplie de plasma tritium-deutérium (T-D) chauffé à une température supérieure à 100 M degrés. Les neutrons produits lors de la réaction de fusion quittent le « piège magnétique » et pénètrent dans la coque représentée sur la figure d'une épaisseur d'environ 1 m 1.

À l’intérieur de la coquille, les neutrons entrent en collision avec des atomes de lithium, entraînant une réaction qui produit du tritium :

neutron + lithium = hélium + tritium.

De plus, des réactions concurrentes se produisent dans le système (sans formation de tritium), ainsi que de nombreuses réactions avec libération de neutrons supplémentaires, qui conduisent alors également à la formation de tritium (dans ce cas, la libération de neutrons supplémentaires peut être considérablement amélioré, par exemple, en introduisant des atomes de béryllium et de plomb dans la coque). La conclusion générale est que cette installation pourrait (du moins en théorie) subir une réaction de fusion nucléaire qui produirait du tritium. Dans ce cas, la quantité de tritium produite devrait non seulement répondre aux besoins de l'installation elle-même, mais aussi être encore un peu plus importante, ce qui permettra d'alimenter de nouvelles installations en tritium.

C'est ce concept de fonctionnement qui doit être testé et mis en œuvre dans le réacteur ITER décrit ci-dessous.

Les neutrons devraient chauffer la coque dans des installations dites pilotes (dans lesquelles des matériaux de construction relativement « ordinaires » seront utilisés) à une température d’environ 400 degrés. À l'avenir, il est prévu de créer des installations améliorées avec une température de chauffage de la coque supérieure à 1 000 degrés, ce qui pourra être obtenu grâce à l'utilisation des derniers matériaux à haute résistance (tels que les composites de carbure de silicium). La chaleur générée dans la calandre, comme dans les stations classiques, est captée par le circuit de refroidissement primaire avec un liquide de refroidissement (contenant par exemple de l'eau ou de l'hélium) et transférée au circuit secondaire, où de la vapeur d'eau est produite et fournie aux turbines.

Le principal avantage de la fusion nucléaire est qu’elle ne nécessite que de très petites quantités de substances très courantes dans la nature comme combustible.

La réaction de fusion nucléaire dans les installations décrites peut conduire à la libération d'énormes quantités d'énergie, dix millions de fois supérieures à la chaleur standard dégagée lors des réactions chimiques conventionnelles (telles que la combustion de combustibles fossiles). A titre de comparaison, rappelons que la quantité de charbon nécessaire pour alimenter une centrale thermique d'une capacité de 1 gigawatt (GW) est de 10 000 tonnes par jour (dix wagons), et qu'une centrale à fusion de même puissance ne consommera qu'environ 1 kg de mélange D+ par jour T.

Le deutérium est un isotope stable de l'hydrogène ; Dans environ une molécule d’eau ordinaire sur 3 350, l’un des atomes d’hydrogène est remplacé par du deutérium (un héritage du Big Bang de l’Univers). Ce fait facilite l'organisation d'une réception assez bon marché quantité requise deutérium de l'eau. Il est plus difficile d'obtenir du tritium, qui est instable (demi-vie est d'environ 12 ans, de sorte que sa teneur dans la nature est négligeable), cependant, comme indiqué ci-dessus, le tritium sera produit directement à l'intérieur de l'installation thermonucléaire pendant son fonctionnement. en raison de la réaction des neutrons avec le lithium.

Ainsi, le combustible initial d’un réacteur à fusion est le lithium et l’eau.

Le lithium est un métal couramment utilisé dans les appareils électroménagers (batteries de téléphones portables par exemple). L'installation décrite ci-dessus, même en tenant compte d'un rendement non idéal, sera capable de produire 200 000 kWh d'énergie électrique, ce qui équivaut à l'énergie contenue dans 70 tonnes de charbon. La quantité de lithium nécessaire à cet effet est contenue dans une batterie d'ordinateur et la quantité de deutérium est contenue dans 45 litres d'eau. La valeur ci-dessus correspond à la consommation électrique actuelle (calculée par personne) dans les pays de l'UE sur 30 ans. Le fait même qu'une quantité aussi insignifiante de lithium puisse permettre la production d'une telle quantité d'électricité (sans émissions de CO 2 et sans la moindre pollution de l'air) est un argument assez sérieux en faveur du développement rapide et vigoureux de la recherche sur le développement des centrales thermonucléaires. énergie (malgré toutes les difficultés et problèmes) même avec long terme créer un réacteur thermonucléaire rentable.

Le deutérium devrait durer des millions d'années et les réserves de lithium, facilement exploitables, sont tout à fait suffisantes pour répondre aux besoins pendant des centaines d'années.

Même si le lithium des roches vient à manquer, nous pouvons l’extraire de l’eau, où il se trouve à des concentrations suffisamment élevées (100 fois la concentration de l’uranium) pour rendre son extraction économiquement viable.

L'énergie de fusion promet non seulement à l'humanité, en principe, la possibilité de produire d'énormes quantités d'énergie à l'avenir (sans émissions de CO 2 et sans pollution de l'air), mais présente également un certain nombre d'autres avantages.

1 ) Haute sécurité interne.

Le plasma utilisé dans les installations thermonucléaires a une très faible densité (environ un million de fois inférieure à la densité de l'atmosphère), de sorte que l'environnement d'exploitation des installations ne contiendra jamais suffisamment d'énergie pour provoquer des incidents ou des accidents graves.

De plus, le chargement en « carburant » doit être effectué en continu, ce qui permet d'arrêter facilement son fonctionnement, sans compter qu'en cas d'accident et de changement brutal des conditions environnementales, la « flamme » thermonucléaire devrait simplement sortir.

Quels sont les dangers liés à l’énergie thermonucléaire ? Tout d’abord, il convient de noter que même si les produits de fusion (hélium et neutrons) ne sont pas radioactifs, l’enveloppe du réacteur peut devenir radioactive sous une irradiation neutronique prolongée.

Deuxièmement, le tritium est radioactif et a une demi-vie relativement courte (12 ans). Mais bien que le volume de plasma utilisé soit important, du fait de sa faible densité, il ne contient qu'une très faible quantité de tritium (un poids total d'une dizaine de timbres-poste). C'est pourquoi

même dans les situations et accidents les plus graves (destruction complète de la coque et libération de tout le tritium qu'elle contient, par exemple lors d'un tremblement de terre et d'un crash d'avion sur la station), seule une petite quantité de carburant sera rejetée dans le environnement, ce qui ne nécessitera pas l’évacuation de la population des zones peuplées voisines.

2 ) Coût énergétique.

On s'attend à ce que le prix dit « interne » de l'électricité reçue (le coût de production lui-même) devienne acceptable s'il représente 75 % du prix déjà existant sur le marché. « Abordable » signifie dans ce cas que le prix sera inférieur au prix de l’énergie produite à partir d’anciens hydrocarbures. Le coût « externe » (effets secondaires, impacts sur la santé publique, le climat, l’écologie, etc.) sera quasiment nul.

Réacteur thermonucléaire expérimental international ITER

La principale étape à venir est la construction du réacteur ITER, conçu pour démontrer la possibilité même d'enflammer le plasma et d'obtenir sur cette base un gain d'énergie au moins dix fois supérieur (par rapport à l'énergie dépensée pour chauffer le plasma). Le réacteur ITER sera un dispositif expérimental qui ne sera même pas équipé de turbines pour produire de l'électricité ni de dispositifs pour l'utiliser. Le but de sa création est d'étudier les conditions à remplir pour exploiter de tels centrales électriques, ainsi que la création sur cette base de centrales électriques réelles et rentables, qui devraient apparemment dépasser la taille d'ITER. Créer de véritables prototypes de centrales à fusion (c'est-à-dire des centrales entièrement équipées de turbines, etc.) nécessite de résoudre les deux problèmes suivants. Tout d’abord, il faut continuer à développer de nouveaux matériaux (capables de résister aux conditions opératoires très sévères décrites) et à les tester conformément aux règles particulières aux équipements IFMIF (International Fusion Irradiation Facility) décrites ci-dessous. Deuxièmement, de nombreux problèmes purement techniques doivent être résolus et de nouvelles technologies doivent être développées en matière de télécommande, de chauffage, de conception de gaines, de cycles du combustible, etc.2

La figure montre le réacteur ITER, qui est supérieur à la plus grande installation JET actuelle non seulement à tous égards dimensions linéaires(environ deux fois), mais aussi en termes d'ampleur des champs magnétiques qui y sont utilisés et des courants circulant dans le plasma.

Le but de la création de ce réacteur est de démontrer les capacités des efforts combinés des physiciens et des ingénieurs pour construire une centrale à fusion à grande échelle.

La capacité d'installation prévue par les concepteurs est de 500 MW (avec une consommation d'énergie à l'entrée du système d'environ 50 MW seulement). 3

L'installation ITER est créée par un consortium comprenant l'UE, la Chine, l'Inde, le Japon, Corée du Sud, la Russie et les États-Unis. La population totale de ces pays représente environ la moitié de la population totale de la Terre, le projet peut donc être qualifié de réponse mondiale à un défi mondial. Les principaux composants et composants du réacteur ITER ont déjà été créés et testés, et la construction a déjà commencé à Cadarache (France). Le lancement du réacteur est prévu pour 2020, et la production de plasma deutérium-tritium est prévue pour 2027, car la mise en service du réacteur nécessite des tests longs et sérieux pour le plasma de deutérium et de tritium.

Les bobines magnétiques du réacteur ITER sont basées sur des matériaux supraconducteurs (qui, en principe, permettent un fonctionnement continu tant que le courant est maintenu dans le plasma), les concepteurs espèrent donc fournir un cycle de service garanti d'au moins 10 minutes. Il est clair que la présence de bobines magnétiques supraconductrices est d’une importance fondamentale pour le fonctionnement continu d’une véritable centrale thermonucléaire. Des bobines supraconductrices ont déjà été utilisées dans des dispositifs de type Tokamak, mais elles n'ont jamais été utilisées dans des installations d'une telle envergure conçues pour le plasma de tritium. En outre, l'installation ITER sera la première à utiliser et à tester différents modules de coque conçus pour fonctionner dans des stations réelles où des noyaux de tritium peuvent être générés ou « récupérés ».

L'objectif principal de la construction de l'installation est de démontrer le contrôle réussi de la combustion du plasma et la possibilité d'obtenir réellement de l'énergie dans des dispositifs thermonucléaires au niveau de développement technologique actuel.

La poursuite du développement dans cette direction nécessitera bien entendu de gros efforts pour améliorer l'efficacité des dispositifs, notamment du point de vue de leur faisabilité économique, qui est associée à des recherches sérieuses et longues, tant sur le réacteur ITER que sur Autres appareils. Parmi les tâches assignées, il convient de souligner particulièrement les trois suivantes :

1) Il faut montrer que le niveau scientifique et technologique existant permet déjà d'obtenir un gain d'énergie 10 fois supérieur (par rapport à celle dépensée pour entretenir le processus) dans un processus de fusion nucléaire contrôlé. La réaction doit se dérouler sans apparition de conditions instables dangereuses, sans surchauffe ni endommagement des matériaux de structure, et sans contamination du plasma par des impuretés. Avec des puissances d'énergie de fusion de l'ordre de 50 % de la puissance de chauffage du plasma, ces objectifs ont déjà été atteints lors d'expérimentations dans de petites installations, mais la création du réacteur ITER permettra de tester la fiabilité des méthodes de contrôle dans une installation beaucoup plus grande qui produit beaucoup plus d'énergie sur une longue période. Le réacteur ITER est conçu pour tester et convenir des exigences d'un futur réacteur à fusion, et sa construction est une tâche très complexe et intéressante.

2) Il est nécessaire d'étudier les méthodes d'augmentation de la pression dans le plasma (rappelons que la vitesse de réaction à une température donnée est proportionnelle au carré de la pression) pour éviter l'apparition de modes de comportement instables dangereux du plasma. Le succès des recherches dans ce sens garantira soit le fonctionnement du réacteur avec une densité de plasma plus élevée, soit réduira les exigences en matière de force des champs magnétiques générés, ce qui réduira considérablement le coût de l'électricité produite par le réacteur.

3) Les tests doivent confirmer que opération continue le réacteur en mode stable peut être assuré de manière réaliste (d'un point de vue économique et technique, cette exigence semble très importante, sinon la principale), et l'installation peut démarrer sans d'énormes dépenses énergétiques. Les chercheurs et les planificateurs espèrent vivement que le flux « continu » courant électromagnétique dans le plasma peut être obtenu par sa génération dans le plasma (grâce au rayonnement haute fréquence et à l'injection d'atomes rapides).

Le monde moderne est confronté à un défi énergétique très grave, que l’on peut plus précisément qualifier de « crise énergétique incertaine ».

Actuellement, presque toute l'énergie consommée par l'humanité est créée par la combustion de combustibles fossiles, et la solution au problème pourrait être associée à l'utilisation de énergie solaire ou l'énergie nucléaire (création de réacteurs à neutrons rapides, etc.). Le problème mondial posé par la croissance démographique des pays en développement et leur nécessité d'améliorer leur niveau de vie et d'augmenter la quantité d'énergie produite ne peut être résolu sur la seule base de ces approches, même si, bien entendu, toute tentative visant à développer des méthodes alternatives de production d'énergie devrait être encouragé.

S'il n'y a pas de surprises majeures et inattendues sur la voie du développement de l'énergie thermonucléaire, alors sous réserve d'un programme d'action raisonnable et ordonné élaboré, qui (bien entendu, sous réserve d'une bonne organisation du travail et d'un financement suffisant) devrait conduire à la création d'un prototype de centrale thermonucléaire. Dans ce cas, dans environ 30 ans, nous pourrons pour la première fois alimenter en courant électrique les réseaux énergétiques, et dans un peu plus de 10 ans, la première centrale thermonucléaire commerciale commencera à fonctionner. Il est possible que dans la seconde moitié de ce siècle, l’énergie de fusion nucléaire commence à remplacer les combustibles fossiles et commence progressivement à jouer un rôle de plus en plus important dans la fourniture d’énergie à l’humanité à l’échelle mondiale.