Принцип роботи токамаку. Що таке "токамак"? Термоядерний реактор відкриє людству нову еру

Токамак (тороїдальна камера з магнітними котушками) - тороїдальна установка для магнітного утримання плазми. Плазма утримується не стінами камери, які не здатні витримати її температуру, а спеціально створюваним магнітним полем. Особливістю токамака є використання електричного струму, що протікає через плазму для створення полоидального поля, необхідного для рівноваги плазми. Цим він відрізняється від стеларатора, в якому тороїдальне і полоідальне поле створюється за допомогою магнітних котушок.

Історія

Термін «токамак» був запроваджений російськими фізиками Ігорем Євгеновичем Таммом та Андрієм Дмитровичем Сахаровим у 50-х роках як скорочення фрази «тороїдальна камера з магнітними котушками». Перший токамак було розроблено під керівництвом академіка Л. А. Арцимовича в Інституті атомної енергії ім. І. У. Курчатова у Москві продемонстрований 1968 у Новосибірську.

В даний час токамак вважається найбільш перспективним пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення (тороїдального) магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індуктора в камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора, в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

Нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання).
- створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним (тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюси сферичної системи координат).

Магнітне поле стискає струм, що протікає через плазму. В результаті утворюється конфігурація, в якій гвинтові магнітні силові лінії обвивають плазмовий шнур. При цьому крок при обертанні в тороїдальному напрямку не збігається з кроком у полоідальному напрямку. Магнітні лініївиявляються незамкненими, вони нескінченно багато разів закручуються навколо тора, утворюючи т.з. «магнітні поверхні» тороїдальної форми.

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється за рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку обмежений. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоидального поля. Вони являють собою кільцеві витки навколо вертикальної осі камери токамака.

Одного тільки нагрівання за рахунок перебігу струму недостатньо для нагрівання плазми до температури, необхідної для здійснення термо ядерної реакції. Для додаткового нагрівання використовується мікрохвильове випромінювання на т.з. резонансних частотах (наприклад, що збігаються з циклотронною частотою або електронів, або іонів) або інжекція швидких нейтральних атомів.

Керований термоядерний синтез

Сонце – природний термоядерний реактор

Керований термоядерний синтез (УТС) – синтез більш важких атомних ядер з легших з метою отримання енергії, який носить керований характер на відміну від вибухового термоядерного синтезу (використовуваного в термоядерної зброї). Керований термоядерний синтез відрізняється від традиційної ядерної енергетики тим, що в останній використовується реакція розпаду, в ході якої важкі ядер виходять більш легкі ядра. В основних ядерних реакціях, які планується використовувати для здійснення керованого термоядерного синтезу, будуть застосовуватися дейтерій (2H) і тритій (3H), а в більш віддаленій перспективі гелій-3 (3He).

Доля термоядерного синтезу

Ідея створення термоядерного реактора зародилася у 1950-х роках. Тоді від неї було вирішено відмовитись, оскільки вчені були не в змозі вирішити безліч технічних проблем. Минуло кілька десятиліть перш, ніж вченим вдалося «примусити» реактор виробити хоч скільки термоядерної енергії.

Схема Міжнародного термоядерного реактора (ІТЕР)

Рішення про проектування Міжнародного термоядерного реактора (ІТЕР) було ухвалено в Женеві у 1985 році. У проекті беруть участь СРСР, Японія, США, об'єднана Європа та Канада. Після 1991 року до учасників приєднався Казахстан. За 10 років багато елементів майбутнього реактора вдалося виготовити на військово-промислових підприємствах розвинених країн. Наприклад, у Японії розробили унікальну систему роботів, здатних працювати всередині реактора. У Росії її створили віртуальний варіант установки.

1998 року США з політичних мотивів припинили фінансування своєї участі у проекті. Після того, як до влади в країні прийшли республіканці, а в Каліфорнії почалися віялові відключення електроенергії, адміністрація Буша оголосила про збільшення вкладень в енергетику. Брати участь у міжнародному проекті США не мали наміру і займалися власним термоядерним проектом. На початку 2002 року радник президента Буша з технологій Джон Марбургер III заявив, що США передумали і мають намір повернутися до проекту.

Проект за кількістю учасників порівняти з іншим найбільшим міжнародним науковим проектом – Міжнародним космічної станції. Вартість ІТЕР, що раніше досягала 8 мільярдів доларів, потім склала менше 4 мільярдів. В результаті виходу з-поміж учасників Сполучених Штатів було вирішено зменшити потужність реактора з 1,5 ГВт до 500 МВт. Відповідно «схудла» і ціна проекту.

У червні 2002 року у російській столиці відбувся симпозіум «Дні ІТЕР у Москві». На ньому обговорювалися теоретичні, практичні та організаційні проблеми відродження проекту, успіх якого здатний змінити долю людства та дати йому новий виденергії, ефективності та економічності можна порівняти тільки з енергією Сонця.

Якщо учасники домовляться про місце будівництва станції та початок її будівництва, то, за прогнозом академіка Веліхова, до 2010 року буде отримано першу плазму. Тоді можна буде розпочинати будівництво першої термоядерної електростанції, яка, за сприятливого збігу обставин, може дати перший струм у 2030 році.

У грудні 2003 року вчені, які беруть участь у проекті ІТЕР, зібралися у Вашингтоні, щоб остаточно визначити місце його майбутнього будівництва. Агентство новин ФрансПрес передало з посиланням на одного з учасників зустрічі, що ухвалення рішення перенесено на 2004 рік. Чергові переговори щодо цього проекту відбудуться у травні 2004 року у Відні. Реактор почнуть створювати у 2006 році та планують запустити у 2014 році.

Принцип роботи

Термоядерний синтез – це дешевий та екологічно безпечний спосіб видобутку енергії. На Сонці вже мільярди років відбувається некерований термоядерний синтез – з важкого ізотопу водню дейтерію утворюється гелій. При цьому виділяється величезна кількість енергії. Однак на Землі люди поки що не навчилися керувати подібними реакціями.

Плазма в термоядерному реакторі

Як паливо в реакторі ІТЕР будуть використовуватися ізотопи водню. У ході термоядерної реакції енергія виділяється при з'єднанні легких атомів у більш тяжкі. Щоб досягти цього, необхідно розігріти газ до температури понад 100 мільйонів градусів – набагато вище за температуру в центрі Сонця. Газ за такої температури перетворюється на плазму. Атоми ізотопів водню при цьому зливаються, перетворюючись на атоми гелію з виділенням великої кількості нейтронів. Електростанція, що працює на цьому принципі, використовуватиме енергію нейтронів, що уповільнюються шаром щільної речовини (літію)

На будівництво станції піде як мінімум 10 років та 5 млрд доларів. За престижне право бути батьківщиною гіганта енергетики змагаються Франція та Японія.

Місце побудови

З пропозиціями розмістити реактор на своїх територіях виступили Канада, Японія, Іспанія та Франція.

Канада доводить необхідність розмістити реактор на своїй території тим, що саме в цій країні знаходяться значні запаси тритію, що є відходом атомної енергетики. Будівництво термоядерного реактора дозволить утилізувати їх.

У Японії, за повідомленнями агентства «Кіодо Цусін», три префектури вели відчайдушну боротьбу за право будівництва реактора у себе. У той же час жителі північного острова Хоккайдо виступали проти зведення його на їхній землі.

У листопаді цього року Європейський Союз рекомендував французьке містоКадараш як майбутнє місця будівництва. Однак, як піде голосування, передбачити важко. Очікується, що експерти прийматимуть рішення на основі суто об'єктивних наукових фактівПроте політичне підґрунтя може також позначитися на голосуванні. США вже висловилися проти того, щоб віддати будівництво реактора Франції, нагадуючи її розкольницьку поведінку під час конфлікту в Іраку.

«У нас є вже існуюча наукова та технічна структура, компетентність та досвід, що є гарантом виконання намічених термінів», – сказав міністр досліджень Франції.

Японія також має ряд переваг – Роккашо-мура знаходиться поряд із портом та поряд із військовою базою США. До того ж, японці готові вкласти в проект куди більше грошей, ніж Франція. «Якщо буде обрано Японію, ми покриємо всі необхідні витрати», – заявив міністр науки та освіти Японії.

Представник уряду Франції розповів журналістам, що перед зустріччю він провів «дуже інтенсивні переговори на високому рівні». Однак, за деякими даними, всі країни, окрім Євросоюзу, краще ставляться до Японії, ніж Франції.

Екологічна безпека

Нова установка, за оцінкою вчених, екологічно безпечніша, ніж працюючі сьогодні ядерні реактори. Як відпрацьоване паливо в установці ITER утворюється гелій, а не його ізотопи, які потрібно зберігати в спеціальних сховищах десятки років.

Вчені вважають, що запаси палива для таких електростанцій практично невичерпні - дейтерій і тритій легко видобуваються з морської води. Кілограм цих ізотопів може виділити стільки ж енергії, скільки 10 млн. кг органічного палива.

Токамак (тороїдальна камера з магнітними котушками) - тороїдальна установка для магнітного утримання плазми з метою досягнення умов, необхідних для протікання керованого термоядерного синтезу. Плазма в токамаку утримується не стінами камери, які здатні витримати її температуру лише до певної межі, а спеціально створюваним магнітним полем. Порівняно з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, особливістю токамака є використання електричного струму, що протікає через плазму для створення полоидального поля, необхідного для стиснення, розігріву та утримання рівноваги плазми. Цим він, зокрема, відрізняється від стелатора, що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і полоідальне поля створюються за допомогою магнітних котушок. Але так як нитка плазми є прикладом нестабільної рівноваги, проект токамак поки не реалізований і знаходиться на стадії вкрай дорогих експериментів щодо ускладнення установки.

Ще слід зауважити, що на відміну від реакторів типу, що ділиться (кожен з яких спочатку проектувався і розроблявся окремо у своїх країнах), токамак на Наразіспільно розробляється в рамках міжнародного наукового проекту ITER.

Магнітне поле токамака та потік.

Історія

Поштова марка СРСР, 1987 рік.

Пропозиція про використання керованого термоядерного синтезу для промислових цілей та конкретна схема з використанням термоізоляції високотемпературної плазми електричним полембули вперше сформульовані радянським фізиком О. А. Лаврентьєвим у роботі середини 1950-го року. Ця робота стала каталізатором радянських досліджень з проблеми керованого термоядерного синтезу. А. Д. Сахаров та І. Є. Тамм у 1951 році запропонували модифікувати схему, запропонувавши теоретичну основутермоядерного реактора, де плазма мала форму тора і утримувалася магнітним полем.

Термін «токамак» був придуманий пізніше Ігорем Миколайовичем Головіним, учнем академіка Курчатова. Спочатку він звучав як "токамаг" - скорочення від слів "тороїдальна камера магнітна", але Н. А. Явлінський, автор першої тороїдальної системи, запропонував замінити "-маг" на "-мак" для благозвучності. Пізніше ця назва була запозичена багатьма мовами.

Перший токамак був збудований у 1955 році, і довгий час токамаки існували тільки в СРСР. Лише після 1968 року, коли на токамаку T-3, побудованому в Інституті атомної енергії ім. І. В. Курчатова під керівництвом академіка Л. А. Арцимовича, було досягнуто температури плазми 10 млн градусів, і англійські вчені зі своєю апаратурою підтвердили цей факт, у який спочатку відмовлялися вірити, у світі почався справжній бум токамаків. Починаючи з 1973 року програму досліджень фізики плазми на токамаках очолив Кадомцев Борис Борисович.

В даний час токамак вважається найбільш перспективним пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення тороїдального магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індуктора у камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора, в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання);

створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним (тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюси сферичної системи координат).

Магнітне поле стискає струм, що протікає через плазму. В результаті утворюється конфігурація, в якій гвинтові магнітні силові лінії обвивають плазмовий шнур. При цьому крок при обертанні в тороїдальному напрямку не збігається з кроком у полоідальному напрямку. Магнітні лінії виявляються незамкненими, вони нескінченно багато разів закручуються навколо тора, утворюючи так звані «магнітні поверхні» тороїдальної форми.

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку обмежено. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоидального поля. Вони є кільцевими витками навколо вертикальної осі камери токамака.

Одного тільки нагрівання за рахунок перебігу струму недостатньо для нагрівання плазми до температури, необхідної для термоядерної реакції. Для додаткового нагріву використовується мікрохвильове випромінювання на так званих резонансних частотах (наприклад, збігаються з циклотронною частотою або електронів або іонів) або інжекція швидких нейтральних атомів.

Токамаки та їх характеристики

Загалом у світі було збудовано близько 300 токамаків. Нижче перераховані найбільші їх.

СРСР та Росія

Т-3 – перший функціональний апарат.

Т-4 – збільшений варіант Т-3

Т-7 - унікальна установка, в якій вперше у світі реалізована відносно велика магнітна система з надпровідним соленоїдом на базі ніобату олова, що охолоджується рідким гелієм. Головне завдання Т-7 було виконано: підготовлено перспективу для наступного покоління надпровідних соленоїдів термоядерної енергетики.

Т-10 та PLT - наступний крок у світових термоядерних дослідженнях, вони майже однакового розміру, що дорівнює потужності, з однаковим фактором утримання. І отримані результати ідентичні: на обох реакторах досягнуто температури термоядерного синтезу, а відставання за критерієм Лоусона – у 200 разів.

Т-15 - реактор сьогоднішнього дняіз надпровідним соленоїдом, що дає поле індукцією 3,6 Тл.

Китай

EAST - розташований у місті Хефей, провінція Аньхой. На токамаку перевищено критерій Лоусона за рівнем запалювання, коефіцієнт виходу енергії - 1,25.

Оригінал взято у tnenergy Фізика токамаків на пальцях

Схоже, час зробити якийсь лікнеп з фізики токамаків і з фізиків, мабуть, теж. Ідеї ​​проведення керованого термоядерного горіння з магнітним утриманням стукнуло 60 років, і багато хто запитує “і де повернення витраченого на дослідження?”, “де обіцяне джерело чистої та дешевої енергії?”. Настав час подивитися, які відмазки у фізиків є сьогодні. Я не буду в цій статті торкатися інших установок, крім токамаків, але ми поглянемо на проблеми нагріву, утримання плазми, її нестабільність, проблему брідінгу тритію, перспективи і навіть десь історію питання.

Лікнеп

Якщо взяти 2 нейтрони і 2 протони і зліпити їх атом гелію ми отримаємо дуже багато енергії. Простодуже багато енергії - з кожного кілограма наліпленого гелію - еквівалент спалювання 10 000 000 кілограм бензину. За такої зміни масштабу енергозмісту наша інтуїція пасує, і про це треба пам'ятати, коли вигадуєш свій варіант термоядерної установки.

До речі, на Сонці йде іншатермоядерна реакція, яка не відтворюється на Землі.

Найбільш простим шляхом одержати цю енергію є проведення ядерної реакції злиття (або синтезу) D + T -> He4 + n + 17,6 Мев. На жаль - на відміну від хімічних реакційв пробірці вона не йде. Зате непогано йде, якщо суміш тритію та дейтерію нагріти до 100 млнградусів. При цьому атоми починають літати настільки швидко, що при зіткненні за інерцією проскакують зону кулонівського відштовхування і зливаюсь у заповітний гелій. Енергія виділяється у вигляді, так би мовити, уламків - дуже швидкого нейтрона, який забирає 80%енергії і трохи менш швидкого ядра гелію (альфа-частинки). Вочевидь при “робочої” температурі все речовина - плазма, тобто. атоми існують окремо від електронів. Будь-який осілий електрон буде втрачено при першому ж зіткненні речовини, що так енергійно рухається.

На цьому місці кожен популяризатор, що поважає себе, вставляє цю картинку.

Швидкість реакції (і відповідно енерговиділення) залежить від двох параметрів – температури, вона має бути не менше ~50 млн С, а краще 100-150, та щільності плазми. Зрозуміло, що у щільній плазмі ймовірність зіткнення атомів дейтерію та тритію вища, ніж у розрядженій.

Основна проблема з такою "реакційною сумішшю" - вона остигає звірячим темпом. Настільки звірячим, що з перших проблем було просто нагріти її хоча б на 1 мікросекунду до заповітних 100 млн. тобто. ви берете 10 міліграм водневої плазми, прикладаєте до неї потужність, що гріє, в 10 мегават… а вона не нагрівається.

Нагрів та чистота плазми

Корейський токамак KSTAR у роботі. Світяться найхолодніші та найбрудніші частини плазми.

У чистій плазмі шляхом нагрівання за допомогою нагрівання радіочастотним випромінюванням інжекцією швидких нейтральних частинок до кінця 70х вдалося досягти заповітних 100 млн градусів. Але якщо ми хочемо отримати установку, що дає електроенергію, а не її в три горла, нам потрібно, щоб термоядерна реакція виділяла достатньо енергії, щоб гріти саму себе. Взагалі кажучи, термоядерне горіння може працювати відмінною грілкою, навіть зовнішній підігрів не знадобиться.запалюванням плазми. Проблема в тому, що варто лише втектитрохи більшому кількості тепла, ніж ми очікували, наша термоядерна реакція відразу вимикається, і все знову миттєво остигає. Але для контролю ми можемо використовувати дуже невелику частку тепла, що припливає від систем нагріву - в перспективних реакторах хочуть домогтися режиму з 1/50 загальної потужності, а в ІТЕР - 1/10 . Коефіцієнт відношення тепловиділення від термоядерної реакції до тепла, що вкладається, позначається буквою Q.

Ще з життя плазми: при зриві стабілізації ми бачимо як торкаючись стінок і плазма охолоджуючись швидко втрачає тепло.

Що потрібно, щоб плазма давала багато термоядерного тепла? Як я говорив вище - достатня щільність, а саме 10^20-10^21 частинок на кубічний сантиметр. При цьому потужність енерговиділення вийде кілька (до 10) мегават на кубометр плазми. Але якщо ми нарощуємо щільність плазми, то у нас зростає її тиск - для нашої мети за щільністю та температурою воно становитиме ~ 5 атмосфер. Завдання утримати таку плазму від розльоту та розплавлення установки (і заразом прямого теплоперенесення на стінки - ми ж боремося за кожен джоуль!) - Третя і головна проблема.

Потужність енерговиділення (мегават на кубометр) при різних щільностях і температурах.

Магнітне утримання (конфаймент).

На наше щастя плазма взаємодіє з магнітним полем - уздовж його силових ліній рухається, а впоперек практично немає. Якщо створити таке магнітне поле, в якому немає дірок, то плазма кружлятиме в ньому вічно. Ну так, поки не охолоне, але 100 мілісекунд у нас є!

Найпростіша конфігурація такого поля – тор із нанизаними на нього котушками, в якому плазма рухається по колу. Саме така конфігурація була придумана Сахаровим та Таммом у 1951 році та названа ними “ токамак”, тобто. тороїдальна каміра з магнітними доатушками. Для створення т.зв. обертального перетворення (при русі по колу плазма повинна обертатися навколо осі руху, це потрібно для того, щоб не відбувалося поділу зарядів) в плазмі треба навести кільцевий струм, благо це зробити нескладно, т.к. плазмовий тор можна вважати витком на трансформаторі, і досить змінювати струм у “первинній” обмотці, щоб шуканий струм з'явився. Так до тороїдальних котушок додається індуктор або центральний соленоїд. Полоідальні котушки відповідають за додаткове підкручування тороїдального поля та управління і таким чином ми отримуємо підсумковий варіант магнітного поля, яке тримає плазму. Крім того, магнітне поле не дає переміщатися плазмі поперек тора, що створює сильний перепад температури від центру до країв. Такий стан називається магнітним конфайментом.

Приблизно так бачать ІТЕР теоретики.

Чи можна будувати термоядерну електростанцію? Не зовсім….

Як пам'ятаємо, тиск плазми становить 5 атмосфер. Зрозуміло, що тиск магнітного поля має бути не меншим. Однак виявляється, що при порівнянних величинах плазма вкрай нестійка – починає різко змінювати форму, зав'язуватись у вузли та викидатися на стінки. Є таке співвідношення тиску плазми до тиску магнітного поля, що позначається буквоюβ . Виявляється, що робочі режими починаються з β = 0.05-0.07, тобто. тиск магнітного поля має бути в 15-20 разів вищим за тиск плазми. Коли в кінці 70х років стало зрозуміло, що це співвідношення не подолати, думаю не один фізик-термоядерник сказав щось на кшталт "плазма, безсердечна ти сука". Саме ця необхідність підвищувати поля у 15-20 разів і поставила хрест на ідеї “термоядерний реактор у кожен будинок”. Дорога, приглуши термоядерний реактор, ведмедям спекотно.

Модель руху плазми у токамаку. Плазма сильно турбулентна (обурена), і це допомагає їй швидше остигати і нестабільніше поводитися.

Нестабільність

Що означає ця потреба підвищити у 15-20 разів полев порівнянні з мріями 50х? Ну, по-перше, це просто неможливо. Спочатку токамак бачився з полем 1,5-2 Тесла(і відповідним тиском плазми в 10-15 атмосфер) і β=1, а насправді для утримання такої плазми потрібно було б поле 30-40 Тесла. Такі поля були не досягнуті в 60-х, та й сьогодні рекордстаціонарного поля - 33 теслаобсягом зі склянку. Технічна межа закладена в ІТЕР: у плазмовому обсязі - 5-6 Т а на краю - 8-9 Т. Відповідно тиск і щільність плазми в реальній установці менше, ніж у тій, що замислювалася в 50х. А якщо менше, то і з підігрівом все набагато гірше. А якщо з підігрівом гірше, то плазма остигає швидше і… ну ви зрозуміли.

Однак з витоком тепла можна боротися дуже примітивним методом – збільшувати розмір реактора. При цьому обсяг плазми зростає як куб, а площа поверхні плазми, через яку витікає енергія – як квадрат. Виходить лінійне покращення теплоізоляції. Тому якщо перший токамак у світі мав діаметр 80 см, а ІТЕР має діаметр ~16 метрів і об'єм у 10000 разів більший. І цього ще обмаль для промислового реактора.

Токомакобудівники згодні щодо "мало".

Взагалі кажучи, термоядерна плазма виявилася напрочуд неприємною субстанцією, в якій постійно виникало якесь “життя”, якісь вібрації та коливання, які зазвичай не вели ні до чого доброго. Однак у 82 році були випадково виявлені нестабільності, які призводили до різкого (в 2 рази!) зменшення витоку тепла з тору. Такий режим був названий H-mode і тепер використовується всіма токамаками. До речі, той кільцевий струм, який створюється в плазмі для утримання її в тороїдальному полі є джерелом безлічі цих нестабільностей, в т.ч. дуже неприємними кидками плазми вгору чи вниз на стінки. Боротьба за стійке управління плазмою затягнулася десь років на 30, і зараз в ІТЕР, наприклад, планується, що тільки 5 запусків з 1000 будуть закінчуватися зривами управління.

До речі, у процесі боротьби за стабільність токамаки стали у перерізі з круглих витягнутими вертикально. Виявилося, що D-подібний переріз плазми покращує її поведінку і дозволяє підвищити бету. Зараз відомо, що найбільшвеликі робочі бети та найстійкіші плазми - у сферичних токамаків (у них вертикальна витягнутість максимальна до діаметра), щодо нового напряму токамакобудування. Можливо, їхній швидкий прогрес призведе до того, що перша термоядерна електростанція буде забезпечена саме такою машиною, а не класичним тором.

Сферичний токамак – це новий привід попросити ще грошей.

Нейтрони та тритій

Остання тема, про яку треба розповісти для розуміння клубка проблем фізики токамака – це нейтрони. Як я говорив, у найлегшій досяжній реакції D + T -> He4 + n нейтрони забирають 80% енергії, що виділилася в ході народження ядра гелію. Нейтронам начхати на магнітне поле і вони розлітаються у всіх напрямках. При цьому вони забирають енергію, яку ми розраховували пустити на нагрівання плазми. Тому, до речі, батьки-засновники напряму думали більше про реакцію D + D -> p (n) + T (He3), де нейтрони несли б 15% енергії. Але, на жаль, для D+D потрібна в 10 разів більша температура, у 10 разів більше поле або в 3 рази більший реактор. Так от, нейтронний потік від термоядерного реакторажахливий. Він перевершує потік швидких реакторів в сто разів при тому ж енерговиділенні, а головне - нейтрони з енергією 14,6 МеВ набагато руйнівніше нейтронів швидких реакторів з енергією 0,5-1 МеВ.

Це перетин камери ІТЕР після річний роботи. Циферки - наведена нейтронами радіація, Зіверт на годину. Тобто. у центрі 45700 Р/год. На щастя, досить швидко спадає.

З іншого боку - нейтрони досить енергійно гальмуються у питній воді і поглинаються багатьма матеріалами, тобто. ми зможемо знімати теплову енергіютермоядерного горіння не плоскою поверхнею, зверненою до плазми, а водяною оболонкою навколо. Крім того, енергійні нейтрони легко перетворити на більшу кількість нейтронів з меншою енергією (пролітаючи крізь атом, скажімо, берилію вони вибивають з нього ще один нейтрон, втрачаючи енергію Be9 + n -> Be8 + 2n. А ці нейтрони поглинути літієм з літієм Тритій. Таким чином знімається питання "а де наш реактор візьмемо тритій". ці дослідні бланкетні блоки можуть закрити до 10%потреб ІТЕР.

Проектне зображення дослідного бланкету з бридингом (TBM). Не схоже, що такий бланкет зробить термоядерну станцію. простіше.

Підводячи підсумок

Мораль всього цього - закони природи часто заздалегідь не відомі і можуть бути досить підступними. Усього кілька нюансів у поведінці плазми призвели до роздуття реактора для отримання енергії від настільного приладу до монструозного комплексу вартістю 16 мільярдів доларів. Найцікавіше, що розуміння, як зробити токамак із запаленням виникло вже наприкінці 80-х, тобто. через 30 років досліджень плазми. Наприклад, перший проект ІТЕР, створений у 1996 році, був реактором із запалюванням на потужності 1,5 гігавата теплових. Однак термоядерна електростанція виходила настільки надто складною, що потрібен був дуже великий масштаб блоку, щоб вона окупалася. Ну, наприклад, 10 гігават. І будівництво хоча б 10 таких електростанцій, щоб знизити витрати на створення струмомакобудівної промисловості. Такі масштаби не вписувалися в жодну енергетику світу, тому технологія була відкладена до кращих часів. Щоб не втрачати напрацювання, технології, людей, політики погодилися на мінімальне можливе фінансування тематики у вигляді будівництва дорогого міжнародного ІТЕР та десятка дослідницьких установок значно менше. Завдання цих витрат - мати можливість швидко (ну хоча б за 15 років) витягнути таку енергетичну альтернативу з комірчини, якщо раптом вона колись знадобиться.

Світле майбутнє

До речі, про готовність технології. На сьогодні максимальний експериментально досягнутий Q = 0.7 у 1997 р. на установці JET, а перерахунковий (машина працювала на дейтерії, а не на дейтерій тритії) на токамаку JT-60U Q = 1.2. У ІТЕР планується Q=10, а промислового реактора 50-100. Чим вище Q, тим економічніше виходить електростанція, але як ми тепер знаємо, тим більш грандіозні розміри її реакторної установки, тим більше монструозні її магніти, і тим більшою є ціна відмови будь-якого з 10 мільйонів деталей, з яких збирається сучасний токамак.

P.S. Заходьте в мій блог, у мене там деякі новини з будівництва ІТЕР.

P.P.S. Якщо кому потрібен підручник з фізики токамаків без спрощень, то

З метою досягнення умов, необхідних для протікання. Плазма в токамаку утримується не стінками камери, які не здатні витримати необхідну для термоядерних реакцій температуру, а спеціально створюваним комбінованим магнітним полем - тороїдальним зовнішнім і полоідальним полем струму, що протікає по плазмовому шнурі. У порівнянні з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, використання електричного струму є головною особливістюТокамак. Струм у плазмі забезпечує розігрів плазми та утримання рівноваги плазмового шнура у вакуумній камері. Цим токамак, зокрема, відрізняється від стелатора , що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і поля полоидального створюються за допомогою зовнішніх магнітних котушок.

Токамак-реактор зараз розробляється в рамках міжнародного наукового проекту ITER.

Історія

Пропозицію про використання керованого термоядерного синтезу для промислових цілей та конкретну схему з використанням термоізоляції високотемпературної плазми електричним полем було вперше сформульовано радянським фізиком О. А. Лаврентьєвим у роботі середини 1950-го року. Ця робота стала каталізатором радянських досліджень з проблеми керованого термоядерного синтезу. А. Д. Сахаров та І. Є. Тамм у 1951 році запропонували модифікувати схему, запропонувавши теоретичну основу термоядерного реактора, де плазма мала б форму тора і утримувалася магнітним полем. Водночас ця ж ідея була запропонована американськими вченими, але «забута» до 1970-х років.

В даний час токамак вважається найбільш перспективним пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення тороїдального магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індукторау камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора , в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

• нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання);
• створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним(тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюсисферичної системи координат).

Магнітне поле стискає струм, що протікає через плазму. В результаті утворюється конфігурація, в якій гвинтові магнітні силові лінії обвивають плазмовий шнур. При цьому крок при обертанні в тороїдальному напрямку не збігається з кроком у полоідальному напрямку. Магнітні лінії виявляються незамкненими, вони нескінченно багато разів закручуються навколо тора, утворюючи так звані «магнітні поверхні» тороїдальної форми.

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку поки обмежено кількома секундами. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоідального поля. Вони є кільцевими витками навколо вертикальної осі камери токамака.

Одного тільки нагрівання за рахунок перебігу струму недостатньо для нагрівання плазми до температури, необхідної для термоядерної реакції. Для додаткового нагрівання використовується мікрохвильове випромінювання на так званих резонансних частотах (наприклад, збігаються з циклотронною частотою або електронів або іонів) або інжекція швидких нейтральних атомів.

Токамаки та їх характеристики

Загалом у світі було збудовано близько 300 токамаків. Нижче перераховані найбільші їх.

СРСР та Росія

Казахстан

• Казахстанський Токамак матеріалознавчий (КТМ) - це експериментальна термоядерна установка для досліджень та випробувань матеріалів у режимах енергетичних навантажень, близьких до

Матеріал з Вікіпедії – вільної енциклопедії

Токамак (тороїдальна каміра з магнітними доатушками) - тороїдальна установка для магнітного утримання плазми з метою досягнення умов, необхідних для протікання. Плазма в токамаку утримується не стінками камери, які не здатні витримати необхідну для термоядерних реакцій температуру, а спеціально створюваним комбінованим магнітним полем - тороїдальним зовнішнім і полоідальним полем струму, що протікає по плазмовому шнурі. У порівнянні з іншими установками, що використовують магнітне поле для утримання плазми, використання електричного струму є головною особливістю струму. Струм у плазмі забезпечує розігрів плазми та утримання рівноваги плазмового шнура у вакуумній камері. Цим токамак, зокрема, відрізняється від стелатора , що є однією з альтернативних схем утримання, в якому і тороїдальне, і поля полоидального створюються за допомогою зовнішніх магнітних котушок.

Токамак-реактор зараз розробляється в рамках міжнародного наукового проекту ITER.

Історія

Пропозицію про використання керованого термоядерного синтезу для промислових цілей та конкретну схему з використанням термоізоляції високотемпературної плазми електричним полем було вперше сформульовано радянським фізиком О. А. Лаврентьєвим у роботі середини 1950-го року. Ця робота стала каталізатором радянських досліджень з проблеми керованого термоядерного синтезу. А. Д. Сахаров та І. Є. Тамм у 1951 році запропонували модифікувати схему, запропонувавши теоретичну основу термоядерного реактора, де плазма мала б форму тора і утримувалася магнітним полем. Водночас ця ж ідея була запропонована американськими вченими, але «забута» до 1970-х років.

В даний час токамак вважається найбільш перспективним пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу.

Пристрій

Токамак є тороїдальною вакуумною камерою, на яку намотані котушки для створення тороїдального магнітного поля. З вакуумної камери спочатку відкачують повітря, а потім заповнюють її сумішшю дейтерію та тритію. Потім за допомогою індукторау камері створюють вихрове електричне поле. Індуктор є первинною обмоткою великого трансформатора , в якому камера токамака є вторинною обмоткою. Електричне поле викликає протікання струму та запалення в камері плазми.

Протікає через плазму струм виконує дві задачі:

• нагріває плазму так само, як нагрівав би будь-який інший провідник (омічне нагрівання);
• створює навколо себе магнітне поле. Це магнітне поле називається полоідальним(тобто спрямоване вздовж ліній, що проходять через полюсисферичної системи координат).

Магнітне поле стискає струм, що протікає через плазму. В результаті утворюється конфігурація, в якій гвинтові магнітні силові лінії обвивають плазмовий шнур. При цьому крок при обертанні в тороїдальному напрямку не збігається з кроком у полоідальному напрямку. Магнітні лінії виявляються незамкненими, вони нескінченно багато разів закручуються навколо тора, утворюючи так звані «магнітні поверхні» тороїдальної форми.

Наявність полоидального поля необхідне стабільного утримання плазми у такій системі. Так як воно створюється рахунок збільшення струму в індукторі, а він не може бути нескінченним, час стабільного існування плазми в класичному токамаку поки обмежено кількома секундами. Для подолання цього обмеження розроблено додаткові засоби підтримки струму. Для цього може бути використана інжекція у плазму прискорених нейтральних атомів дейтерію або тритію або мікрохвильове випромінювання.

Крім тороїдальних котушок для керування плазмовим шнуром необхідні додаткові котушки полоідального поля. Вони є кільцевими витками навколо вертикальної осі камери токамака.

Одного тільки нагрівання за рахунок перебігу струму недостатньо для нагрівання плазми до температури, необхідної для термоядерної реакції. Для додаткового нагрівання використовується мікрохвильове випромінювання на так званих резонансних частотах (наприклад, збігаються з циклотронною частотою або електронів або іонів) або інжекція швидких нейтральних атомів.

Токамаки та їх характеристики