Токамак Т – 15 - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Была разработана крупным ученым, специалистом в области термоядерной энергетики В.А. Глухих (ныне – академик РАН), выпускником Томского политехнического института (ТПУ) 1952г.

Токамак

Токамак - (сокр. от «тороидальная камера с магнитными катушками») - замкнутая магнитная ловушка, имеющая форму тора и предназначенная для создания и удержания высокотемпературной плазмы. Т. предложен в связи с проблемой управляемого термоядерного синтеза (УТС). Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора, являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Разработка Т-15

В 1974 году В.А. Глухих назначается директором НИИЭФА имени Д.В. Ефремова. Создаваемые здесь уникальные электрофизические установки к тому времени уже стали олицетворением института и получили достойное признание у мирового научного сообщества. В этот период начал разрабатываться проект гигантского ускорительно-накопительного комплекса для Института физики высоких энергий на энергию 2 ТэВ. Активно развивалась техника мощных лазеров специального назначения, ускорители и лазеры для промышленности и медицины. Задачи и объем работ для их реализации были настолько велики, что потребовалось бурное развитие экспериментальной и производственной баз. Начался новый этап строительства института. За короткий срок площади удвоились. Развернулось строительство филиала НИИЭФА в городе Сосновый Бор.

В 1979 году начались первые расчетно-конструкторские работы по созданию установки Т-15, каждая из систем которой уникальна. В проекте участвовали десятки коллективов. В мировой практике отсутствовал опыт создания таких установок, что потребовало выполнения значительного объема научно-исследовательских работ. Институт выполнял роль главного конструктора. Особого внимания заслуживала электромагнитная система (ЭМС) со сверхпроводимой обмоткой тороидального поля. Такая система разрабатывалась впервые в мире.

Одновременно с началом проектирования установки Т-15 начались работы по созданию установки ТСП – токамака нового типа. При постановке задачи учитывались неопределенность знаний о свойствах плазмы с реакторными параметрами и необходимость проведения сравнительно недорогого демонстрационного эксперимента в токамаке с термоядерной температурой плазмы. Первые же проработки показали, что физические и технические параметры ряда систем новой установки беспрецедентны для современной техники и приближаются к предельно допустимым. Обе эти установки (Т-15, ТСП) были созданы, но в дальнейшем из-за резкого сокращения финансирования на научные исследования потенциал установок Т-15 и ТСП оказался недостаточно реализованным.

Экспериментальная термоядерная установка Токамак Т-15 является одной из крупнейших в мире экспериментальных термоядерных установок.

Уникальность установке придает наличие крупнейшего в мире сверхпроводникового ниобий-оловянного тороидального магнита.

Эксперименты на токамаке Т-15 внесли значительный вклад в развитие технологий использования сверхпроводящих токонесущих конструкций, развитие диагностических методов и мощного комплекса дополнительного нагрева, включая СВЧ нагрев и нагрев пучками нейтральных атомов.

В.А. Глухих

Васи́лий Андре́евич Глухи́х (род. 1929, д. Большая-Каменная, Курганская область) - российский учёный, специалист в области термоядерной энергетики. Доктор технических наук, профессор, академик РАН. Научный руководитель НИИ электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова

Окончил физико-технический факультет Томского политехнического института (ТПУ) в 1952г. С 1953г. работает в научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры имени Д.В. Ефремова (НПО «Электрофизика», г. Санкт-Петербург). В течение длительного времени Глухих осуществляет научное руководство установками для исследований в области управляемого термоядерного синтеза, активно развивает направления, связанные с исследованием и разработкой мощных лазеров и энергетических систем для их накачки. В 1993г. В.А. Глухих был избран Почетным профессором ТПУ.

Мы знаем, что русские слова «белуга», «водка», «самовар» вошли в иностранные языки без перевода. Но, кроме иронии, это ничего не вызывает. Другое дело такое «непереводимое» слово, как «спутник», показывающее высокий потенциал отечественной науки и техники. Но «спутник» уже в прошлом. Появился ли какой-то новый термин, который может вызывать гордость за страну?

200 тыс. кВт-ч электроэнергии достаточно, чтобы обеспечить все потребности современного европейца в течение 30 лет. Для выработки такого количества элект­ричества достаточно одной ванны воды (45 л) и столько лития, сколько его содержится в одной батарейке для компьютера. Но при нынешних технологиях получения энергии за счёт ископаемого топлива на это уходит 70 т угля.

Есть ещё одно слово, которое на всех языках произносится одинаково - «токамак». Русская аббревиатура дала название многочисленным сооружённым по миру установкам, в которых плазма в процессе термоядерного синтеза удерживается магнитным полем. Токамаком называют и будущий реактор международного проекта ИТЭР, который должен дать человечест-ву доступ к практически неисчерпаемому источнику энергии.

«Это русское слово, - говорит участникам пресс-тура в Международную организацию ИТЭР (Интернациональный термоядерный экспериментальный реактор. - Авт. ) Роберт Арно из службы коммуникаций. - А что оно означает, скажет мой коллега из России».

И Александр Петров, представитель российского Проектного центра ИТЭР , охотно поясняет: «Тороидальная камера с магнитными катушками!» Потом ему ещё не раз пришлось повторять это в диктофоны и камеры журналистов стран Европы, Кореи, Китая, Канады…

Как происходит синтез?

Идею токамака предложил академик Лаврентьев, а доработали её Андрей Сахаров и Игорь Тамм . Если нынешние технологии ядерной энергетики основаны на реакции распада, когда из более тяжёлых ядер образуются более лёгкие, то при термоядерном синтезе, наоборот, лёгкие атомные ядра соединяются, образуя более тяжёлые.

В основном речь идёт об изотопах водорода - дейтерии и тритии. Ядро первого состоит из протона и нейтрона, а ядро второго - из протона и двух нейтронов. В обычных условиях одинаково заряженные ядра, конечно, отталкиваются друг от друга, но при сверхвысоких температурах, наоборот, соединяются. В результате образуется ядро гелия плюс один свободный нейтрон, но главное - при этом высвобождается огромное количество энергии, которую раньше атомы тратили на взаимодействие друг с другом. Дейтерий легко «достаётся» из воды, а тритий более нестабилен, поэтому нарабатывается внутри установки за счёт реакции с литием.

Один термоядерный реактор - Солнце - дал человечеству возможность жить на нашей планете, согревая своим теплом. В центре звезды, где под воздействием гравитации достигается очень высокая плотность плазмы, реакция протекает при температуре 15 млн°С. На Земле достигнуть такой плотности не получится - остаётся только повышать температуру. В реакторе проекта ИТЭР она должна достигать 150 млн°С - в 10 раз выше, чем в солнечном ядре!

Кто-нибудь, кроме физиков, может себе такую представить? А какой из возможных на Земле материалов может её выдержать? Нет такого. Поэтому и придуман токамак. Его вакуумная камера в форме пустотелого «бублика» окружается сверхпроводящими электромагнитами - они создают тороидальное и полоидальное магнитные поля, которые не позволяет раскалённой плазме касаться стенок камеры. Есть ещё и центральный электромагнит - индуктор. Изменение тока в нём вызывает в плазме движение частиц, необходимое для синтеза.

Топлива для термоядерного синтеза нужно минимум, а без-опасность значительно выше, чем при нынешних технологиях. Ведь плотность плазмы очень мала (в миллион раз ниже плотности атмосферы!) - соответственно никакого взрыва быть не может. А при малейшем снижении температуры реакция прекращается - тогда плазма, как говорят физики, просто «осыпается», не нанося никакого вреда окружающей среде. Кроме того, загружаться топливо будет непрерывно, то есть работу реактора легко остановить в любой момент. Радиоактивных отходов он практически не производит.

Сколь долог путь?

С конца 60-х, когда успех советских физиков в области управляемой термоядерной реакции стал очевиден, токамаки появились не только в России, но и в Казахстане, США, Европе, Японии, Китае. Они доказали, что создавать и удерживать высокотемпературную плазму, в которой идёт реакция, реально. Однако до сих пор удержание было коротким, исчисляясь секундами, а также затратным в смысле энергии, потраченной на разогрев. Для науки такие результаты были достаточными, а для того чтобы человечество могло шагнуть в новую энергетическую эру - нет.

И тогда родилась идея международного проекта, основная задача которого - построить реактор, способный вырабатывать энергию в объёмах, значительно больших, чем необходимо для поддержания термоядерной реакции. Q ≥ 10 - так формулируют её физики.

Начало было положено в 1985 г. на встрече глав СССР и США. Проект назвали Интернациональным термоядерным экспериментальным реактором: ITER - в английской транскрипции, ИТЭР - в русской. Он решает общую для всего человечест-ва задачу, да и масштаб таков, что одной стране не потянуть, потому и стал международным. Сегодня в нём участвуют страны ЕС, Китай, Индия, Япония, Республика Корея, Россия и США. Участие каждой стороны определено: Европа - 45%, остальные - по 9% с небольшим, но выражается это не валютой, а осязаемым вкладом - выполненными работами или изготовленным оборудованием.

Понадобились десятилетия, чтобы проект выстроился и «вычертился» - на бумаге, в 3D-моделях. И теперь уже его черты и линии наносятся на реальной площадке на юге Франции, по соседству с исследовательским центром Кадараш, в котором имеется свой токамак.

В чём наш вклад?

Запах прованских трав обволакивает холмистый пейзаж, в том числе и внушительных размеров площадку (42 га, или 60 футбольных полей) с пятью огромными башенными кранами, где полным ходом идёт строительство корпусов, которых будет здесь 39. К 2020 г. оно должно закончиться, но оборудование начнёт поступать раньше - по мере завершения определённых этапов.

Основные поставки из России приходятся по графику на 2016-2017 гг. Наша страна участвует в сооружении всех основных конструкций мегатокамака, изготавливает сверхпроводники, создаёт системы испытаний и диагностики. Более 30 российских предприятий и организаций задействованы в этом, большинство из них - дочерние предприятия Госкорпорации «Росатом». Ведь именно в атомной отрасли, несмотря на пережитые страной тяжёлые времена, удалось сохранить высокий научный и производственный потенциал.

«В рамках российских обязательств изготавливается 25 систем для ИТЭР. Это не эксперименты и не НИОКР - это оборудование, которое надо поставить в Кадараш в срок», - говорит Анатолий Красильников, руководитель Проектного центра ИТЭР - российского агентства ИТЭР .

Само оборудование это уникально - в большинстве случаев для его создания разрабатываются абсолютно новые технологии. К примеру, первая стенка бланкета («одеяла») плазменной камеры, на которую придётся максимальная температурная нагрузка. Какие материалы смогут выдержать? Какие нюансы в конструкцию нужно заложить? На эти вопросы уже нашли ответы в Научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова (НИИЭФА). Стенка будет из бериллия, и не сплошная, а нарезанная маленькими квадратными пластинками - чтобы материалу легче было «дышать» и он не растрескался от высоких температур, как земля в летний зной.

Ещё одна серьёзная задача, которую уже решили росатомовские учёные и специалисты, - соединение друг с другом разных материалов: бериллия - бронзы, меди - нержавеющей стали, вольфрама - меди. Обычная сварка для условий проекта не подходит, поэтому медь наплавляют на вольфрам в вакуумной камере, сталь соединяют с медью методом «сварки взрывом» - тогда образуется единый металлический блок, который уже не разъединить даже сверхвысоким температурам.

Участие в проекте - серьёзный толчок не только для отечественной науки, но и для экономики страны, поскольку даёт возможность шагнуть на иной уровень технологий и производств, а иногда и прыгнуть. К примеру, на Чепецком механическом заводе за 4 года с нуля освоили производство продукции из титановых сплавов. В прошлом году наши атомщики уже завершили поставки сверхпроводящих стрендов для ИТЭР. Благодаря участию в проекте на заводе запущена новая - сложная и дорогостоящая - номенклатура изделий, что значительно повысило доходы предприятия.

Отчего пробуксовки?

Собственно, желанием овладеть технологиями во многом объясняется международная кооперация в проекте. Ведь независимо от того, кто занимался разработкой или производством конкретной детали или конст-рукции, созданные технологии становятся общим для всех стран-участниц интеллектуальным продуктом и могут использоваться ими в других целях.

Правда, демократичные условия участия и отсутствие общего бюджета проекта обернулись тем, что не все справляются со своими обязательствами в срок. Начались задержки и разногласия. И если к России никаких претензий нет, она - самая обязательная сторона в проекте, то в той же Европе наметилось заметное отставание.

Сдвинулись и намеченные поначалу сроки. Получить первую плазму к 2020 г., а первую энергию в сети - к 2027 г. уже нереально. Конечно, во многом это объясняется новаторством проекта - никто в мире ничего подобного преж-де не делал. И естественно, что жизнь вносит в бумажные расчёты свои корректировки. Но, с другой стороны, есть и элементарная необязательность. Исключить её намерен новый генеральный директор проекта Бернар Биго . По его словам, к концу этого года должен быть утверждён скорректированный график и пересмотрена система управления проектом. Он не исключает, что какие-то работы могут быть перераспределены между участниками.

«Мы думали, что соблюдать поставленные сроки получится просто благодаря добросовест-ности и добрым намерениям. Теперь поняли, что без строгого менеджмента ничего не выйдет. Но речь не о том, кто кем будет управлять, - мы должны научиться работать сообща», - говорит Б. Биго.

Зачем мечтать?

Новый гендиректор - из тех учёных, которые не просто верят в проект, но убеждены в его успехе. «Нет «плана Б», нет альтернативы, - считает он. - Мы можем вносить корректировки. Но это уже - реальная история».

Реальностью называют проект и сотни наших учёных и специалистов. А как же ещё? Ведь в организации ИТЭР пока ничего, кроме офисного здания и стройплощадки, нет. Но в наших росатомовских НИИ и на его предприятиях, а также в других организациях и компаниях, задействованных в проекте, - есть. Уже сделали сверхпроводники, выпустили невиданные доселе кабели, где сотни скрученных проводов помещены в оболочку из меди и стали, приступили к намотке катушек. Недавно в питерском НИИЭФА прошли успешные испытания прототипа резисторов для быст-рого вывода энергии из обмоток магнитной системы, а в Нижнем Новгороде в НПП «Гиком» - испытания прототипа гиротронного комплекса для генерации тока и нагрева плазмы. В институте ТРИНИТИ обрели реальные черты алмазные детекторы для вертикальной нейтронной камеры.

Однако реальность и мечта в ИТЭР неотделимы друг от друга. Учёным и специалистам, увлечённым своей работой, проект не просто открыл новые перспективы - он их одухотворил. Евгений Вещев, специалист по диагностике, вспоминает, как, будучи студентом МИФИ, впервые увидел токамак и прослушал лекцию про перспективы термоядерной энергетики . Он был просто окрылён, узнав о проекте, и подумал: «Как это здорово - быть причастным к такому важному для человечества делу!» И теперь счастлив, потому что каждый день вносит в него свою лепту.

«Мечты могут быть затратными - как миссия «Аполлон» или программы NASA, - с воодушевлением говорит Марк Хендерссон, руководитель секции электронного циклотрона . - Но мы должны мечтать! В том числе о новом ядерном синтезе, который можно назвать Прометеем сегодняшнего дня».

Мнение эксперта:

Сергей Кириенко, генеральный директор Госкорпорации «Рос-атом» :

Необходимо объединить усилия всех участников для того, чтобы обеспечить развитие нашей отрасли, сформировать новое поколение в ней, объединив при этом и деньги, и время, и главное - опыт.

Мы все должны объединить усилия для реализации таких международных проектов, как ИНПРО под эгидой МАГАТЭ или осуществляемый во Франции проект ИТЭР.

С целью достижения условий, необходимых для протекания . Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора , являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER .

История

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем. Одновременно эта же идея была предложена американскими учёными, но «забыта» до 1970-х годов .

В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза .

Устройство

Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру , на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля . Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития . Затем с помощью индуктора в камере создают вихревое электрическое поле . Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора , в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы .

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

• нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев);
• создаёт вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке пока ограничено несколькими секундами. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение .

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля . Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счёт протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов , либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

Казахстан

• Казахстанский Токамак материаловедческий (КТМ) - это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к

Лекция 13

УСТРОЙСТВО И РАБОТА ТОКАМАКА

Принцип действия, принципиальная схема токамака, параметры установки, устойчивость тороидального плазменного шнур, параметр удержания  , энергетическое время жизни.

Принцип действия. Принципиальная схема

В заключительной главе подробнее рассмотрим устройство и особенности работы токамака - наиболее сложной, но, пожалуй, и наиболее важной плазменной установки. Именно с токамаком сейчас связывают надежду на практическую реализацию управляемого термоядерного синтеза. Сооружаемый в настоящее время международным сообществом термоядерный реактор-токамак ИТЭР- это решающий шаг на пути создания к середине века термоядерной энергетики. Токамак – название созданной в соответствии с предложением И.Е.Тамма и А.Д.Сахарова в середине прошлого века в Курчатовском институте установки ТОковая КАмера с МАГнитными катушками (Г трансформировали в К при характерном в русском языке смягчении согласных).

Токамак – это трансформатор, вторичной «обмоткой» которого является создаваемый в плазме ток. Магнитная термоизоляция обеспечивается сильным тороидальным магнитным полем B   B t , которое вместе с полоидальным полем B   B p тока I p создает необходимую для подавления тороидального дрейфа плазмы и сохранения устойчивости шнура винтовую конфигурацию магнитных силовых линий (рис.13.1а). Показанная на рис.13.1 проводящая оболочка (кожух) также служит для пассивной стабилизации плазменного шнура при его кратковременных возмущениях.

Связь между толщиной кожуха и характерным временем возмущения t 1/2 , которое демпфируется возникающими в кожухе при таком изменении магнитного потока токами Фуко, определяется глубиной скин-слоя, которая в практических единицах может быть представлена в виде очень полезной формулы: .

В этой формуле - удельное сопротивление материала кожуха, отнесенное к удельному сопротивлению меди при 20 0 С, t 1/2 –полупериод возмущения.

Генерация и поддержание тока в плазме осуществляется с помощью индуктора , который при изменении тока в нем создает на тороидальной оси ЭДС ε = - d  / dt , где  - магнитный поток внутри плазменного кольца с током. Для электрического пробоя заполняющего камеру газа необходимо значительно большее, чем для поддержания тока, значение ε, поэтому при создании плазмы ток в обмотках индуктора меняют значительно

быстрее, чем в фазе его долговременного поддержания. Для того, чтобы поле индуктора не искажало при пробое тороидальное поле, а также необходимую для удержания плазмы винтовую магнитную конфигурацию, используют магнитопроводы из материала с высокой магнитной проницаемостью (магнитомягкое железо), замыкающие магнитный поток вне индуктора. Индуктор может быть с железным сердечником, так и воздушным - вообще без использования железа. В последнем случае устанавливают полоидальные катушки, которые компенсируют поле индуктора в области плазмы. Равновесие кругового тока в продольном (по отношении к нему) магнитном поле достигается путем приложения дополнительного вертикального магнитного поля B z , создающего направленную к оси системы силу. Поле B z создается полоидальными управляющими обмотками (рис.9.1б). На рис.9.2 показаны основные элементы электромагнитной системы токамака, и циклограмма его работы. Кроме указанных обмоток в токамаках дополнительно устанавливают катушки для обеспечения равновесия плазмы по вертикали и коррекции магнитного поля.

Устойчивость тороидального плазменного шнура

Устойчивость тороидального плазменного шнура, возможна лишь при выполнении критерия Крускала- Шафранова q = (a / R )(B t / B p ) >1 , для чего ток плазмы I p не должен превышать определенного значения. Действительно, связь поля и тока

. (13.1)

Рис.13.2а Электромагнитная система токамака.

где, l и I выражены соответственно в эрстедах, сантиметрах и амперах, в случае аксиальной симметрии ( H ∙2  r =0,4  I ) дает для поля H =0,2 I / r . Если у токамака большое аспектовое отношение A = R / a , то в первом приближении полоидальное поле на границе плазменного шнура B p  0,2 I p / a , и q =(5 a 2 / R )(B p / I p ) >1

Таким образом, существует ограничение на величину тока в плазме.

n . При малых значениях n e  0,07j p , где плотность плазмы в [м -3 ], а плотность тока в [МА/м 2 ].

Рис.13.2б Циклограмма работы токамака (качественно): J T –ток в катушках тороидального соленоида, J и - ток в обмотке индуктора, J p - ток плазмы, J у.к. ток в управляющих катушках (увеличивается с ростом T плазмы).

Другие ограничения связаны с плотностью плазмы n . При малых значениях n в вихревом поле E = ε/2  R электроны могут перейти в режим ускорения («уйти в просвист»). Критическая для такого режима концентрация плазмы определяется критерием Разумовой n e  0,07j p , где плотность плазмы в [м -3 ], а плотность тока в [МА/м 2 ]. То есть, предел по току плазмы линейно зависит от ее концентрации I p  ( ka 2 /0,07) n e . При больших n также существует предел по плотности n MH  2 B t / qR (предел Мураками –Хьюгелла), связанный с балансом мощностей в периферийной плазме. При больших плотностях, когда потери плазмы за счет излучения и теплопроводности начинают превышать выделение в ней энергии за счет протекающего по плазме тока, происходит контракция (сжатие) плазменного шнура.

Визуально область рабочих режимов токамака удобно проиллюстрировать так называемой диаграммой Хьюгелла-Мураками (рис.13.3). На ней вместо плотности по оси абсцисс откладывают величину ей пропорциональную для токамака с заданными большим радиусом плазмы и значением тороидального поля M = (R / B t ) n (число Мураками). Область 1-2 соответствует пределу Разумовой, связанному с убегающими электронами, область 2-3 определяется МГД устойчивостью в соответствии с критерием Крускала-Шафранова,

Рис.13.3 Диаграмма Хьюгелла-Мураками устойчивых режимов токамака.

область 3-4 – это предел по плотности Мураками. Энерговыделение в плазме при протекании в ней тока пропорционально Q OH  I p 2 , а потери на излучение Q r  n 2 e . Из (13.1) следует, что Q OH  [ (B t / R ) q ] 2 , а отношение Q r / Q OH  n 2 (R / B t ) 2 q 2  H 2 . Число H называется числом Хьюгелла, при сохранении пропорциональности между энерговыделением и излучением ( H = cons t ) q -1 пропорционально числу Мураками M . Участок диаграммы 4-1 и отражает эту пропорциональность.

При нагреве плазмы возникают проблемы, связанные с МГД равновесием плазменного шнура в токамаке. Из условия равновесия плазмы в МГД приближении суммарное давление плазмы и магнитного поля в шнуре должны уравновешиваться давлением магнитного поля снаружи от плазменного шнура. С ростом температуры давление плазмы < P >= nkT растет и, соответственно, растет сила F Rpl , необходимая для удержания на месте этого раздувающегося под внутренним давлением плазменного «баллона». Грубо эта сила может быть оценена из работы по «растяжению баллона» W  < P >2  R  a 2 , F Rpl = - dW / dR = =2  2 a 2 < P > . Следовательно, с ростом давления плазмы надо увеличивать и удерживающее плазму на радиусе R вертикальное поле B z . Посмотрим, что при этом происходит с суммарным полоидальным полем, которое складывается из поля тока и внешнего вертикального поля B z . Допустим, что поле B z однородно по R , тогда в случае для обеспечения равновесия оно должно совпадать с полем тока на его внешней стороне, усиливая это поле. На внутренней же стороне поле B Z ослабляет поле тока и с ростом давления плазмы возможна ситуация, когда на некотором расстоянии от центра токамака оно скомпенсирует последнее с образованием так называемой x – точки . Силовые линии вне нее разомкнуты. С увеличением давления и, соответственно, необходимого для удержания плазмы поля B z x -точка приближается к плазменному шнуру и при   = < p >/(B 2  /8  )= R / a касается его, что позволяет ей свободно «вытекать» из установки.

То есть, при   < R / a (13.2)

удержание невозможно.

Рис.13.4 Суперпозиция поля тока и вертикального поля, приводящая к возникновению x -точки.

Параметр удержания  .

Ограничение по полоидальному бета приводит и ограничению по полному значению этого параметра в токамаке. Полное  находится из сложения векторов тороидального и полоидального полей и равно

Выражая тороидальное поле через полоидальное и запас устойчивости q =(a / R )(B t / B  ) получаем

Учитывая (13.2) окончательно имеем:

(13.3)

Так как А и q больше единицы, то значение  ограничено сверху, например, при А = 3 и q =2, что примерно соответствует значениям, закладываемым в проектах термоядерного реактора на основе токамака, согласно (13.3)  max  0,08.

Мы рассматривали токамак с круглым сечением плазмы, однако, в проекте реактора ИТЭР сечение плазмы вытянуто вдоль вертикальной оси (рис.13.5). Тому несколько причин. Первая, в тороидальном соленоиде D –образной формы при той же длине обмотки и, соответственно, мощности питания можно запасти значительно больше энергии магнитного поля, кроме того, такой соленоид выдерживает значительно большие механические нагрузки, возникающие при сильных магнитных полях, чем соленоид с круглыми катушками. Достаточно упомянуть, что при поле 0,5 Тл внутренне давление со стороны поля на катушки составляет одну избыточную атмосферу. Учитывая, что магнитное давление квадратично зависит от поля, для поля в 5 Тл, которое необходимо для реактора, получаем давление в 100 раз большее. Сила, действующая на единицу длины проводника, в практической системе единиц равна:

Из-за того, что поле в тороидальном соленоиде растет к центру  1/ B t , на различные участки катушки действует разная сила, создающая изгибающий момент относительно точки опоры катушки. Суммарная сила, действующая на катушку (см.рис.13.5), направлена к центру, ее легко оценить из запасенной в объеме V полной энергии W маг магнитного поля: F R = - dW маг / dR  - (B 0 2 /8  ) V  (B 0 2 /8  )4  2 a 2 . (Катушку тороидального соленоида можно представить как прижимаемый к внутренней опоре тонкий обруч). Так вот, выполнение условия gr c = const , где r – переменный радиус кривизны катушки, позволяет создать так называемую безмоментную катушку , что резко повышает ее прочностные свойства. Одновременно условие g (R , z ) r c (R , z )= const определяет форму такой катушки, которая и имеет D - образный вид.

Энергетическое время жизни

Но кроме «инженерных» вытянутое вдоль вертикальной оси сечение плазмы имеет существенные физические преимущества для повышения параметров удерживаемой плазмы. С увеличением вытянутости k = b / a (см. рис.13.5) при том же большом радиусе возрастает ток плазмы и время ее удержания.

Запас устойчивости для

плазмы некруглого сечения q (k )  q (1+ k 2 )/2 , что в соответствии с (13.1) при том же запасе устойчивости позволяет получить большие значения I p . Скейлинг или закон подобия, полученный по результатам измерений на многих установках, для энергетического времени жизни  E дает следующую зависимость от тока и вытянутости плазмы  E  I p 0,9 k 0,8 . Таким образом, увеличение k с учетом q (k ) приводит к существенному возрастанию  E .

Насколько увеличится значение бэта при переходе к вытянутому сечению можно оценить, если в знаменателе (13.3) R / a заменить на 2  R / l , где l – длина периметра вытянутого сечения плазмы, которая примерно в ( 1+ k )/2 раз больше длины окружности с радиусом a .

Токамак

Магнитное поле токамака и поток.

Токама́к (то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания . Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора , являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER .

История

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем. Одновременно эта же идея была предожена американскими учеными, но «забыта» до 1970-х годов .

В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза .

Устройство

Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру, на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля . Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития . Затем с помощью индуктора в камере создают вихревое электрическое поле . Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора , в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы .

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

• нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев);
• создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке ограничено. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение .

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля . Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счет протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов , либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

• Т-3 - первый функциональный аппарат.
• Т-4 - увеличенный вариант Т-3
• Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе Ниобий олова , охлаждаемого жидким гелием . Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
• Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - в 200 раз.
• Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле индукцией 3,6 Тл.

Китай

Европа и Великобритания

• TM1-MH (англ.) (с 1977 - Castor, с 2007 - Golem) С начала 60-х до 1976-го года действовал в , затем был передан институту физики плазмы академии наук Чешской Республики .
• JET (англ.) (Joint European Torus) - созданный организацией Евратом в Великобритании . В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт - нейтральная инжекция, 32 МВт - ионно-циклотронный резонанс. Критерий Лоусона в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
• Tore Supra (англ.) - токамак со сверхпроводящими катушками. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).

США

• TFTR (англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - самый большой токамак в США (Принстонский университет) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Критерий Лоусона в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
• NSTX (англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
• Alcator C-Mod (англ.) - Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 г.
• DIII-D (англ.) - токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в San Diego.

Япония

• JT-60 (англ.) - работает в Институте ядерных исследований с 1985 г.

См. также

• ITER - Международный экспериментальный термоядерный реактор

Примечания

Ссылки

• Физики из Поднебесной заявляют, что они первыми воплотят термоядерную мечту в реальность

Wikimedia Foundation . 2010 .

Синонимы :