34 000 ампер и −269 °C: ITER испытал гигантский магнит для термоядерного реактора
На проекте Международного термоядерного экспериментального реактора ITER успешно завершены испытания одной из крупнейших сверхпроводящих магнитных катушек — 330-тонной катушки тороидального поля № 17. Её охладили до 4 К (−269 °C) и проверили током силой 34 кА. Это важный этап перед испытаниями магнитов на пределе их возможностей до монтажа реактора, когда уже ничего изменить будет нельзя.
Ток силой 34 000 ампер — это половина номинального рабочего тока катушек тороидального поля. Полный рабочий ток составит 68 кА. При этом катушки будут охлаждены до температуры −269 °C. Никто и никогда не испытывал подобные изделия в заявленных условиях. Как будет вести себя магнитный материал, какие возникнут деформации, как поведут себя контакты в местах соединений, что произойдёт в случае частичного нагрева катушек? Эти и многие другие вопросы изучены только на моделях. После сборки термоядерного реактора в рабочей шахте отвечать на них уже не придётся — реактор либо будет работать как надо, либо проект придётся закрыть, признав колоссальные средства выброшенными на ветер.
Испытания на криогенном стенде Magnet Cold Test Facility позволяют хотя бы отчасти снять проблемные вопросы. Стенд даёт возможность раздельной проверки магнитов и сопутствующих систем до их установки в реактор. По данным ITER, испытания катушки тороидального поля № 17 позволили на практике оценить деформацию конструкции под воздействием электромагнитных сил и сопоставить фактическое поведение катушки с расчётными моделями.
Испытания катушки начались ещё в августе 2026 года. Перед подачей тока её охладили до рабочей температуры — сверхпроводящего состояния. В ходе предыдущей кампании, начавшейся в мае, на том же стенде проверяли катушку № 7: её удалось охладить до 4 К и запитать током 10 кА. Тогда инженеры измеряли электрическое сопротивление соединений обмотки и проверяли систему обнаружения срыва сверхпроводимости. Стенд позволяет испытывать не только сами магниты, но и криогенное оборудование, вакуумные системы, источники питания, шины подвода тока и управляющую электронику.
После завершения испытаний катушку № 17 30 октября 2026 года извлекли из испытательной установки и отправили на склад, дожидаться своей очереди установки на реактор. Всего в конструкции реактора ITER предусмотрено 18 D-образных тороидальных катушек, шесть полоидальных катушек и центральный соленоид. Центральный соленоид, который силой своего поля способен удержать авианосец, изготовлен в США, а одну из самых больших катушек полоидального поля изготовили в России.
Следующим объектом испытаний станет резервная тороидальная катушка № 19. Её охлаждение до 4 К запланировано на апрель 2027 года, после чего предполагается проверка при токе 34 кА. Затем эту катушку испытают на полной нагрузке током 64 кА, что даст возможность проверить целостность высоковольтной изоляции на всех контактах. Кроме того, на рабочих режимах возрастёт риск деформации катушки под воздействием сильнейших магнитных полей, поэтому её дополнительно усилят армирующим каркасом.
Отдельно предусмотрены и температурные испытания: участки катушки будут намеренно нагревать, чтобы проверить запас устойчивости сверхпроводимости и работу защитных систем. Раз эта катушка запасная, то в отношении неё допускаются проверки с превышением нормативов.
Следует напомнить, что реализация проекта ITER сильно отстаёт от графика. В 2024 году начало научной эксплуатации реактора было перенесено на 2034 год. Первоначальный план предусматривал получение первой плазмы ещё в 2025 году, однако пандемия COVID-19, задержки поставок и необходимость исправления дефектов ключевых компонентов, включая вакуумную камеру и тепловой экран, существенно сдвинули сроки.
Первые эксперименты будут проводиться на водородной и дейтериевой плазме — это более сложный сценарий, чем предполагалось много лет назад, когда принималась первая программа по проекту. К 2036 году планируется выйти на полную мощность и проектный ток плазмы 15 МА, а в 2039 году начать эксперименты с дейтерий-тритиевой смесью. Именно на этом этапе предполагается продемонстрировать получение 500 МВт термоядерной мощности при затратах 50 МВт на нагрев плазмы (коэффициент выхода энергии Q=10). Таким образом, начало дейтерий-тритиевой программы отодвинулось на четыре года относительно графика 2016 года.