В Институте прикладной физики создан прототип нового гиротрона для нагрева плазмы в токамаке.
Солнце светит благодаря реакциям термоядерного синтеза, в ходе которых ядра лёгких элементов, например изотопов водорода дейтерия и трития, объединяются в более тяжёлые с колоссальным выделением энергии. Термоядерные установки, обеспечивающие огромный выход энергии при крайне малых затратах вещества и почти нулевом количестве отходов, могут полностью изменить энергетику.
Лидирующее положение среди таких установок занимают токамаки — системы с магнитным удержанием плазмы. В наполненной водородом тороидальной камере токамака электрический ток ионизирует газ, затем греет и удерживает от контакта со стенками возникшую плазму. Устойчивость плазменного шнура достигается за счёт собственного и внешнего магнитных полей.
Учёные разрабатывают надёжные способы нагрева плазмы до температуры реакции различными методами. Первоначально нагрев плазмы в токамаках осуществлялся током, создаваемым в шнуре. Но мощность омического нагрева быстро падает с ростом температуры, и разогреть плазму до термоядерных температур таким образом оказалось невозможно. Используются другие методы: инжекция высокоэнергетических пучков атомов и облучение плазмы электромагнитными волнами.
Советские физики начали эксперименты по взаимодействию СВЧ-волн в диапазоне частот электронно-циклотронного резонанса с плазмой ещё в 1972 году. Первые успешные опыты на токамаке ТМ-3 послужили стимулом для создания гиротронного комплекса на токамаке Т-10 с мощностью 700 кВт. В дальнейшем эта мощность была доведена до 2 МВт. Температуру плазмы в Т-10 удалось поднять до 40 миллионов градусов.
Такая эффективность ввода энергии была достигнута благодаря созданию нового типа генератора — гиротрона, способного развивать в миллиметровом диапазоне волн мощности в сотни киловатт. Гиротронный комплекс Т-10 позволил нагреть электронную компоненту плазмы до 90 миллионов градусов.
Результаты, полученные на Т-10 по нагреву и генерации электронно-циклотронного тока, послужили толчком для создания СВЧ-комплексов на многих зарубежных токамаках. В настоящее время в проекте реактора ITER этот метод рассматривается как основной инструмент для стабилизации магнитогидродинамических неустойчивостей и для создания оптимального профиля плотности тока плазмы. Сейчас на ITER предусмотрены 24 гиротронные системы.
Ключевым элементом российской термоядерной программы является создание токамака с реакторными технологиями (ТРТ). Он разрабатывается в качестве полномасштабного опытного прототипа будущего термоядерного реактора или источника нейтронов. Одно из его назначений — исследование и отработка методов дополнительного нагрева плазмы. Реактор ТРТ, в отличие от большинства аналогичных установок, использует высокое значение магнитного поля, поэтому для систем нагрева требуется новое поколение гиротронов с рабочими частотами примерно в полтора раза выше, чем, например, для реактора ITER.
В связи с этим для электронно-циклотронного резонансного нагрева и управления током в реакторе ТРТ создан прототип гиротрона мегаваттного уровня мощности на частоте 230 ГГц, предназначенного для электронно-циклотронного резонансного нагрева и управления током плазмы в перспективном российском токамаке с реакторными технологиями. Разработка выполнена специалистами Института прикладной физики имени А.В. Гапонова-Грехова.
Ключевой особенностью прибора является встроенный квазиоптический преобразователь с двумя барьерными окнами, что позволяет в дальнейшем осуществить захват частоты гиротрона внешним сигналом и повысить генерируемую мощность. В режиме свободной генерации экспериментально продемонстрирована мощность 1 МВт с коэффициентом полезного действия 29% при длительности импульса 100 микросекунд и частоте следования импульсов 10 Гц.
По расчётам, при использовании системы рекуперации остаточной энергии электронов КПД прибора может быть повышен до 45–50%. В 2026 году планируется изготовить промышленный макет для проведения экспериментов в длинном (десятки секунд) импульсе.
В Политехническом музее хранится макет «Токамака-10», построенного в Институте ядерной энергии имени И.В. Курчатова в 1975 году. На тот момент это была крупнейшая в мире установка данного типа. И она была в строю до 2018 года. Эксперименты на Т-10 позволяли отработать часть технологий для ITER, а также найти способы решения массы инженерных и физических проблем. Макет установки «Токамак-10» изготовлен в 1980-х на Московской опытно-экспериментальной фабрике наглядных пособий и демонстрационной аппаратуры.
В Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» с мая 2021 года действует крупнейший отечественный токамак Т-15МД.