Tokamak

tokamak
Löytäjä tai keksijä Igor Evgenievich Tamm , Andrey Dmitrievich Saharov ja Oleg Aleksandrovich Lavrentiev
On muoto torus
 Mediatiedostot Wikimedia Commonsissa

Tokamak ( toroidaalinen kammio magneettikeloilla ) on toroidaalinen asennus plasman magneettiseen sulkemiseen, jotta saavutetaan säädellyn lämpöydinfuusion edellytykset .

Tokamakin plasmaa eivät pidä kammion seinät, jotka eivät kestä lämpöydinreaktioiden edellyttämää lämpötilaa , vaan erityisesti luotu yhdistetty magneettikenttä  - plasmapylvään läpi virtaava toroidinen ulkoinen ja poloidinen virtakenttä. Verrattuna muihin asennuksiin, jotka käyttävät magneettikenttää plasman rajoittamiseen, sähkövirran käyttö on tokamakin pääominaisuus. Plasmassa oleva virta lämmittää plasmaa ja ylläpitää plasmakolonnin tasapainoa tyhjiökammiossa. Tämä tokamak eroaa erityisesti stellaraattorista , joka on yksi vaihtoehtoisista rajoitusjärjestelmistä, jossa sekä toroidaalisia että poloidisia kenttiä luodaan ulkoisten magneettikelojen avulla .

Tokamak - reaktoria kehitetään parhaillaan osana kansainvälistä tieteellistä ITER - projektia .

Historia

Neuvostoliiton fyysikko O. A. Lavrentiev muotoili ensimmäisen kerran 1950-luvun puolivälissä tekemässään työssä ehdotuksen käyttää ohjattua lämpöydinfuusiota teollisiin tarkoituksiin ja erityistä järjestelmää, jossa käytetään korkean lämpötilan plasman lämpöeristystä sähkökentällä . Tämä työ toimi katalysaattorina Neuvostoliiton tutkimukselle hallitun lämpöydinfuusion ongelmasta [1] . A. D. Saharov ja I. E. Tamm ehdottivat vuonna 1951 järjestelmän muuttamista ehdottamalla teoreettista perustaa lämpöydinreaktorille, jossa plasma olisi toruksen muotoinen ja magneettikentän pitämä. Samanaikaisesti amerikkalaiset tutkijat ehdottivat samaa ajatusta, mutta se "unotettiin" 1970-luvulle asti [2] .

Termi "tokamak" keksi vuonna 1957 [3] Igor Nikolajevitš Golovin , akateemikko Kurchatovin opiskelijan . Aluksi se kuulosti tokamagilta - lyhenteeltä sanoista " toroidaalinen kammiomagneetti " , mutta N. A. Yavlinsky , ensimmäisen toroidaalisen järjestelmän kirjoittaja, ehdotti "-mag":n korvaamista " -mak ":lla eufoniaa varten [4] . Myöhemmin tämä nimi lainattiin useilla kielillä.

Ensimmäinen tokamak rakennettiin vuonna 1954 [5] , ja pitkään tokamakit olivat olemassa vain Neuvostoliitossa. Vasta vuoden 1968 jälkeen , kun atomienergiainstituutissa rakennetussa T-3 tokamakissa. I. V. Kurchatov saavutti akateemikko L. A. Artsimovichin johdolla plasman elektronilämpötilan 1 keV (joka vastaa [6] 11,6 miljoonaa °C ) [7] [8] ja englantilaiset tutkijat Culhamin laboratoriosta (Nicol Peacock ja muut) tulivat Neuvostoliittoon varusteineen [9] , teki mittauksia T-3:lla ja vahvisti tämän tosiasian [10] [11] , jota he aluksi kieltäytyivät uskomasta, todellinen tokamakkibuumi alkoi. maailmassa. Vuodesta 1973 lähtien Boris Borisovich Kadomtsev johti tokamak- plasmefysiikan tutkimusohjelmaa .

Tokamakia pidetään tällä hetkellä lupaavimpana hallitun lämpöydinfuusion laitteena [12] .

Laite

Suurin ongelma

Positiivisesti varautuneilla ioneilla ja negatiivisesti varautuneilla elektroneilla lämpöydinplasmassa on erittäin korkea energia ja vastaavasti suuri nopeus. Fuusioprosessin pitämiseksi käynnissä kuumat plasmapartikkelit on pidettävä keskialueella, muuten plasma jäähtyy nopeasti. Magneettisella rajoituksella varustetut fuusiolaitteet käyttävät sitä tosiasiaa, että varautuneet hiukkaset magneettikentässä kokevat Lorentzin voiman ja liikkuvat spiraalina voimalinjoja pitkin [13] .

Yksinkertaisin magneettinen pidätysjärjestelmä on solenoidi. Solenoidissa oleva plasma kiertää sen keskustaa pitkin kulkevien voimalinjojen ympäri, mikä estää sivuttaisliikkeen. Tämä ei kuitenkaan estä liikkumista kohti päitä. Ilmeinen ratkaisu on taivuttaa solenoidi ympyräksi, jolloin muodostuu toru. On kuitenkin osoitettu, että tällainen järjestely ei ole yhtenäinen; puhtaasti geometrisista syistä toruksen ulkoreunan kenttä on pienempi kuin sisäreunassa. Tämä epäsymmetria saa elektronit ja ionit ajautumaan kentän poikki ja lopulta osumaan toruksen seiniin [14] .

Ratkaisu on muotoilla viivat niin, että ne eivät vain kierre toruksen ympäri, vaan kiertyvät kuin raidat tikkarissa. Tällaisessa kentässä mikä tahansa yksittäinen hiukkanen päätyisi ulkoreunaan, jossa se ajautuisi yhteen suuntaan, esimerkiksi ylöspäin, ja sitten magneettiviivaansa seuraten toruksen ympäri päätyisi sisäreunaan, jossa se ajautuisi. toisella tavalla. Tämä ratkaisu ei ole ihanteellinen, mutta laskelmat ovat osoittaneet, että tämä riittää pitämään polttoainetta reaktorissa hyödyllisen ajan [13] .

TOKAMAK- ratkaisu

Kaksi ensimmäistä ratkaisua vaaditun kierremallin luomiseksi olivat stellaraattori, joka teki tämän mekaanisella laitteella, joka väänsi koko toruksen, ja z-pinch-malli, joka kuljetti sähkövirtaa plasman läpi toisen magneettikentän luomiseksi. samaan tarkoitukseen. Molemmat ratkaisut osoittivat parempaa plasman sulkemisaikaa verrattuna yksinkertaiseen torukseen, mutta molemmissa oli myös monia vikoja, jotka aiheuttivat plasmahävikkiä hiukkasenergiareaktoreista, jotka ylittivät stabiilisuusrajan.

Fyysisesti rakenteeltaan tokamak on olennaisesti identtinen z-pinch -konseptin kanssa. Keskeinen innovaatio oli oivallus, että epävakautta, joka aiheuttaa puristuksen menettämisen plasmaa, voidaan hallita [15] . Ongelmana oli, kuinka " käärmeitä " marginaalit olivat; kentät, jotka saivat hiukkasia kulkemaan sisään ja ulos useammin kuin kerran kiertoradalla pitkän akselin toruksen ympärillä, olivat paljon vakaampia kuin laitteet, joilla oli vähemmän kiertymistä. Tämä käännösten ja kiertoratojen suhde tuli tunnetuksi turvatekijänä, jota merkitään q :lla . Aiemmat laitteet toimivat arvolla q lähellä 1 ⁄ 3 , kun taas tokamak toimii arvolla q >> 1 . Tämä lisää vakautta useita suuruusluokkia.

Ongelman huolellisempi tarkastelu herättää tarpeen magneettikentän pystysuuntaiselle (pyörimisakselin suuntaiselle) komponentille. Toroidisen plasmavirran Lorentz-voima pystykentässä tarjoaa sisäisen voiman, joka pitää plasmatoruksen tasapainossa.

Muut ongelmat

Tokamak ratkaisee plasman stabiilisuuden ongelman yleisessä mielessä, mutta plasma on myös alttiina useille dynaamisille epävakauksille. Plasmakolonnin mutkan epävakautta vaimentaa suurelta osin tokamakin layout, mikä kertoo tokamakin korkeista turvallisuustekijöistä. Plasmafilamenttikierteiden puuttuminen mahdollisti tokamakin toiminnan paljon korkeammissa lämpötiloissa kuin aiemmat koneet, ja tämä mahdollisti monien uusien ilmiöiden ilmaantumisen.

Yksi niistä, banaanien kiertoradat , johtuu tokamakin laajasta hiukkasenergioista - suurin osa polttoaineesta on kuumaa, mutta tietty prosenttiosuus on paljon kylmempää. Tokamakin kenttien voimakkaan vääntymisen vuoksi hiukkaset siirtyvät voimalinjojaan seuraten nopeasti sisäreunaan ja sitten ulkoreunaan. Kun ne liikkuvat sisäänpäin, ne altistuvat lisääntyville magneettikentille kentän keskittymän pienemmän säteen vuoksi. Polttoaineen alhaisen energian hiukkaset pomppaavat pois tästä kasvavasta kentästä ja alkavat liikkua taaksepäin polttoaineen läpi törmääen korkeamman energian ytimiin ja sirottamalla ne ulos plasmasta. Tämä loisprosessi johtaa polttoaineen osittaiseen häviämiseen reaktorista [16] .

Tehokkuus, sytytys ja Q

Yksi minkä tahansa ohjatun fuusiolaitteen ensimmäisistä tavoitteista on saavuttaa nollatulos , piste, jossa fuusioreaktioiden vapauttama energia on yhtä suuri kuin reaktion ylläpitämiseen käytetyn energian määrä. Energiantuotannon suhde energiapanoon merkitään Q:lla ja tasoitusarvo vastaa Q:ta 1. Q:ta tarvitaan enemmän kuin yksi, jotta reaktori tuottaa puhdasta energiaa. Käytännön syistä on toivottavaa, että Q-arvo on huomattavasti suurempi.

Kun tasapaino Q on saavutettu, plasmakolonni lämpenee itsestään, mikä yleensä johtaa nopeasti kasvavaan Q:iin. Tämä johtuu siitä, että osa yleisimmän lämpöydinpolttoaineen, deuterium- ja deuterium-seoksen fuusioreaktioista vapautuu energiasta. tritium suhteessa 50:50 on alfahiukkasten muodossa. Ne voivat törmätä plasmassa oleviin polttoaineytimiin ja lämmittää sitä edelleen vähentäen tarvittavan ulkoisen lämmön määrää. Jossain vaiheessa, joka tunnetaan nimellä sytytys, tämä sisäinen itsekuumeneminen riittää pitämään ketjureaktion käynnissä ilman ulkoista kuumennusta, mikä vastaa ääretöntä Q:ta.

Tokamakin tapauksessa tämä itsekuumenemisprosessi maksimoidaan, jos alfahiukkaset pysyvät polttoaineessa riittävän kauan varmistaakseen, että ne törmäävät polttoaineeseen. Koska alfakomponentit ovat sähköisesti varattuja, niihin kohdistuu samoja kenttiä, jotka rajoittavat polttoaineplasman. Aika, jonka he viettävät polttoaineessa, voidaan maksimoida, jos heidän kiertoradansa kentällä pysyy plasman sisällä. Ilmiö havaitaan, kun plasman sähkövirta on noin 3 MA [17] .

Parannettu TOKAMAK ja

1970-luvun alussa, kun Princetonissa tutkittiin voimakkaiden suprajohtavien magneettien käyttöä tulevissa tokamakien suunnittelussa, tutkittiin niiden asettelua. He huomasivat, että pääkelojen järjestely merkitsi sitä, että magneettien välillä oli huomattavasti enemmän jännitystä kaarevuuden sisällä, missä ne olivat lähempänä toisiaan. Tätä silmällä pitäen tutkijat totesivat, että magneettien jännitysvoimat olisivat kohdakkain, jos ne olisivat D:n muotoisia O:n sijaan. Tämä ratkaisu tuli tunnetuksi "Princetonin D-kelana".

Aikaisemmin turvauduttiin D-muotoiseen ratkaisuun, vaikkakin täysin eri syistä. Turvallisuustekijä vaihtelee plasmanipun akselia pitkin; puhtaasti geometrisista syistä se on aina pienempi plasman sisäreunassa lähimpänä koneen keskustaa, koska pitkä akseli on siellä lyhyempi. Tämä tarkoittaa, että kone, jonka keskimääräinen {{{1}}} voi olla alle 1 tietyillä alueilla. 1970-luvulla ehdotettiin, että eräs tapa torjua tätä ja luoda malli, jolla on suurempi keskimääräinen q, oli muotoilla magneettikentät siten, että plasma täytti vain toruksen ulkopuolisen, D- tai C:n muotoisen. normaali pyöreä poikkileikkaus.

Yksi ensimmäisistä D-plasmakoneista oli JET, jota alettiin kehittää vuonna 1973. Tämä päätös tehtiin sekä teoreettisista että käytännön syistä; koska voima on suurempi toruksen sisäreunassa, koko reaktorissa on suurempi nettovoima, joka työntyy sisäänpäin. D-muoto osoitti syntyvän voiman vähentämisen etuna ja teki myös tuetun sisäreunan litteämmäksi, joten plasmajohtoa oli helpompi pitää [18] . Yleistä asettelua tutkiva koodi havaitsi, että ei-ympyrän muotoinen muoto siirtyi hitaasti pystysuunnassa, mikä johti aktiivisen palautejärjestelmän lisäämiseen sen pitämiseksi keskellä. [19] Kun JET valitsi tämän asettelun, General Atomicin Doublet III -tiimi suunnitteli tämän ajoneuvon uudelleen D-IIID:ksi, jonka poikkileikkaus oli D-muotoinen, ja se hyväksyttiin myös japanilaiseen JT-60-malliin. Sittemmin tästä järjestelystä on tullut suurelta osin yleismaailmallinen.

Yksi kaikissa fuusioreaktoreissa havaittu ongelma on se, että raskaampien alkuaineiden läsnäolo aiheuttaa energian menetyksen lisääntyneellä nopeudella, mikä jäähdyttää plasmaa. Fuusioenergian kehityksen varhaisessa vaiheessa löydettiin ratkaisu tähän ongelmaan - divertteri , itse asiassa suuri massaspektrometri, joka määritti raskaampien elementtien vapautumisen reaktorista. Tämä oli alun perin osa stellaraattorin suunnittelua , johon magneettikäämit oli helppo integroida. Tulevaisuudessa tokamakin suunnanmuuttajan luominen osoittautui kuitenkin erittäin vaikeaksi suunnitteluongelmaksi.

Plasmakolonnin energioiden kasvu on pahentanut plasman sulkukammion seinämään kohdistaman lämpökuormituksen ongelmaa. Materiaalia, joka kestää tämän kuorman, on olemassa, mutta ne ovat kalliita ja raskasmetalleja. Kun tällaiset materiaalit jauhetaan, kun ne törmäävät kuumiin ioneihin, niiden atomit sekoittuvat polttoaineeseen ja jäähdyttävät sitä nopeasti. Useimmissa tokamak-malleissa käytetty ratkaisu on tulppa, pieni kevytmetallirengas, joka työntyy kammioon niin, että plasma osuu siihen ennen kuin se osuu seiniin. Tämä tuhosi suojarakennuksen ja sai sen atomit sekoittumaan polttoaineeseen, mutta nämä kevyemmät materiaalit aiheuttavat vähemmän vahinkoa kuin seinämateriaalit. Kun reaktorit siirtyivät D-plasmaan, huomattiin nopeasti, että myös karanneiden plasmahiukkasten virta voi muodostua. Ajan myötä tämä johti ajatukseen käyttää kenttiä sisäisen divertterin luomiseen, joka poistaa raskaammat elementit polttoaineesta, tyypillisesti reaktorin pohjaa kohti. Siellä nestemäistä litiummetallia käytetään eräänlaisena rajoittimena; hiukkaset osuvat siihen ja jäähtyvät nopeasti jääden litiumiin. Tämä sisäallas on paljon helpompi jäähdyttää sen sijainnin vuoksi, ja vaikka osa litiumatomeista joutuu plasmaan, sen erittäin pieni massa tekee siitä paljon vähemmän ongelmaa kuin kevyimmätkin metallit, joita on käytetty aiemmin.

Testattaessa tiloja tällä äskettäin muodostetulla plasmalla havaittiin, että tietyt kenttien ja plasmaparametrien konfiguraatiot siirtyvät joskus niin kutsuttuun korkeaan rajaukseen tai H-tilaan, joka toimii vakaasti korkeammissa lämpötiloissa ja paineissa. H-moodin toiminta, joka näkyy myös stellaraattoreissa, on tällä hetkellä tokamakin tärkein suunnittelun tavoite.

Lisäksi plasmakolonnin tiheysero aiheuttaa sisäisiä sähkövirtoja. Tämä ilmiö tunnetaan bootstrap-virrana, ja sen avulla oikein suunniteltu reaktori voi tuottaa osan sisäisestä virrasta, joka tarvitaan magneettikenttälinjojen automaattiseen kiertämiseen ilman, että sitä tarvitsee syöttää ulkoisesta lähteestä. Tällä ratkaisulla on useita etuja, ja kaikki nykyaikaiset mallit yrittävät tuottaa mahdollisimman suuren osan kokonaisvirrasta bootstrap-prosessin kautta.

1990-luvun alkuun mennessä näiden ja muiden ominaisuuksien yhdistelmä synnytti "edistyneen tokamakin" käsitteen. Tämä muodostaa perustan nykyaikaiselle tutkimukselle, mukaan lukien ITER.

Plasmahäiriö

Tokamakit ovat alttiita "häiriöiksi" tunnetuille tapahtumille, jotka aiheuttavat rajoituksen katoamisen millisekunneissa. On olemassa kaksi päämekanismia. Yhdessä tapauksessa, "Vertical Displacement Event" (VDE), kaikki plasma liikkuu pystysuunnassa, kunnes se koskettaa tyhjiökammion ylä- tai alaosaa. Toisaalta "vakava häiriö", pitkän aallonpituuden, ei-akselisymmetrinen magnetohydrodynaaminen epävakaus saa plasman ottamaan epäsymmetrisiä muotoja, jotka usein puristuvat kammion ylä- ja alaosaan [20] . Kun plasma koskettaa suonen seinämiä, se jäähtyy nopeasti tai "lämpösammutetaan". Vakavan tuhoutumisen yhteydessä tähän liittyy yleensä lyhytaikainen plasmavirran kasvu sen keskittyessä. Sammutus johtaa lopulta sisältämän plasman tuhoutumiseen. Vakavan vian sattuessa virta laskee jälleen, "virta sammuu". VDE:ssä ei ole alkuvirtaa, ja lämpö- ja virransammutus tapahtuvat samanaikaisesti. [20] Molemmissa tapauksissa plasman lämpö- ja sähkökuorma siirtyy nopeasti reaktoriastiaan, jonka on kestettävä nämä kuormat. ITER on suunniteltu käsittelemään 2600 tällaista tapahtumaa koko olemassaolonsa aikana . [21]

Nykyaikaisissa korkean energian laitteissa, joissa plasmavirrat ovat luokkaa 15 megaampeeria per ITER, on mahdollista, että lyhytaikainen virran kasvu vakavan vian aikana ylittää kriittisen kynnyksen. Tämä tapahtuu, kun virta muodostaa elektroneihin voiman, joka ylittää kitkavoimat plasmassa olevien hiukkasten törmäyksen aikana. Tällöin elektronit voidaan kiihdyttää nopeasti relativistisiin nopeuksiin, jolloin syntyy ns. ”paonuelektroneja” relativistisessa karkaavassa elektronivyöryssä [21] ja ne säilyttävät energiansa, vaikka virta sammuisi plasman pääosassa. Häiriö voi saavuttaa 12 megaampeerin virran pienellä alueella, mikä on yli minkään mekaanisen tyhjökammion eristysratkaisun [20] . Tokamakit suunnitellaan siten, että vauriot ovat mahdollisimman pienet rajallisessa määrässä plasmapuristuksen häiriötilanteita aina reaktorin täydelliseen vikaantumiseen saakka.

Plasmalämmitys

Toimivassa fuusioreaktorissa osa syntyneestä energiasta ylläpitää plasman lämpötilaa, kun tuoretta deuteriumia ja tritiumia syötetään . Reaktoria käynnistettäessä, joko aluksi tai tilapäisen sammutuksen jälkeen, plasma on kuitenkin lämmitettävä yli 10 keV:n (yli 100 miljoonan Celsius-asteen) käyttölämpötilaan. Nykyisissä magneettisessa fuusiokokeissa tokamakilla (ja muilla) ei tuoteta tarpeeksi energiaa plasman lämpötilan ylläpitämiseen, ja jatkuvaa ulkoista lämmitystä on tarjottava. Kiinalaiset tutkijat loivat vuonna 2006 kokeellisen edistyneen suprajohtavan tokamakin (EAST), jonka uskotaan ylläpitävän plasman lämpötilaa 100 miljoonaa celsiusastetta (aurinko on 15 miljoonaa celsiusastetta), mikä tarvitaan vetyatomien välisen fuusion käynnistämiseen. viimeisin testi. suoritettu EAST:ssä (testi tehty marraskuussa 2018).

RF-lämmitys

Korkeataajuisia sähkömagneettisia aaltoja synnyttävät oskillaattorit (usein gyrotronit tai klystronit ) toruksen ulkopuolella. Jos aalloilla on oikea taajuus (tai aallonpituus ) ja polarisaatio , niiden energia voidaan siirtää plasmassa oleviin varautuneisiin hiukkasiin , jotka puolestaan ​​törmäävät muihin plasmahiukkasiin, mikä nostaa plasman kokonaislämpötilaa tilavuudessa. On olemassa useita menetelmiä, mukaan lukien elektronisyklotroniresonanssilämmitys (ECRH) ja ionisyklotroniresonanssilämmitys. Tämä energia välittyy yleensä mikroaaltoalueella.

Plasmalangan resistiivinen kuumennus

Koska plasma on sähköjohdin, sitä voidaan lämmittää johtamalla virta sen läpi; indusoitu virta, joka tuottaa suurimman osan poloidikentästä, on myös alkulämmityksen päälähde.

Indusoituneen virran aiheuttamaa kuumenemista kutsutaan ohmiseksi (tai resistiiviseksi). tämä on samantyyppinen lämmitys kuin sähkölampussa tai sähkölämmittimessä. Muodostunut lämpö riippuu plasman resistanssista ja sen läpi kulkevan sähkövirran määrästä. Mutta kun lämmitetyn plasman lämpötila nousee, vastus pienenee ja ohminen lämmitys heikkenee. Osoittautuu, että tokamakin ohmisella lämmityksellä saavutettava plasman maksimilämpötila on 20-30 miljoonaa celsiusastetta. Vielä korkeampien lämpötilojen saavuttamiseksi on käytettävä lisälämmitysmenetelmiä.

Virta indusoidaan jatkuvasti kasvavalla virralla plasmatorukseen yhdistetyn sähkömagneettisen kelan läpi: plasmaa voidaan pitää muuntajan toisiokäämityksenä. Pohjimmiltaan tämä on pulssiprosessi, koska ensiökäämin läpi kulkevalla virralla on raja (pitkille pulsseille on myös muita rajoituksia). Siksi tokamakkien on joko toimittava lyhyitä aikoja tai käytettävä muita lämmitys- ja virtalähteitä.

Plasmafilamentin magneettinen puristus

Kaasu voidaan lämmittää terävällä puristamalla. Samoin plasman lämpötila kohoaa, jos se puristuu nopeasti rajoittavan magneettikentän lisääntyessä. Tokamakissa tämä supistuminen saavutetaan yksinkertaisesti siirtämällä plasma alueelle, jolla on voimakkaampi magneettikenttä (eli säteittäisesti sisäänpäin). Koska plasmapuristus tuo ionit lähemmäksi toisiaan, prosessilla on se lisäetu, että se helpottaa fuusioreaktorin vaaditun tiheyden saavuttamista.

Magneettinen puristus oli tutkimusalue varhaisessa vaiheessa .  tokamak stampede ”ja se oli yhden tärkeimmistä kehityshankkeista - ATC:stä. Sen jälkeen tätä käsitettä ei ole otettu laajalti käyttöön, vaikka jokseenkin samanlainen käsite on osa General Fusionin tieteellistä kehitystä.

Neutral Beam Injection

Neutraalisäteen injektio sisältää korkeaenergisten (nopeasti liikkuvien) atomien tai molekyylien tuomisen ohmisesti lämmitettyyn plasmaan, jota magneettikenttä pitää tokamakin sisällä.

Korkeaenergiset atomit tuotetaan ioneina kaarikammiossa ja poistetaan sitten korkeajänniteverkon läpi. Termiä "ionilähde" ​​käytetään yleensä viittaamaan kokoonpanoon, joka koostuu joukosta elektroneja emittoivia filamentteja, kaarikammion tilavuudesta ja sarjasta poistohileitä. Toista, konseptiltaan samanlaista laitetta käytetään elektronien erikseen kiihdyttämiseen samaan energiaan. Kevyempi elektronien massa tekee tästä laitteesta paljon pienemmän kuin sen ioninen vastine. Sitten kaksi sädettä risteävät, missä ionit ja elektronit yhdistyvät uudelleen neutraaleiksi atomeiksi, jolloin ne voivat liikkua magneettikenttien läpi.

Heti kun neutraali säde tulee tokamakiin, tapahtuu vuorovaikutuksia tärkeimpien plasma-ionien kanssa. Tällä on kaksi vaikutusta. Ensin syötetyt atomit ionisoituvat uudelleen ja varautuvat, jolloin ne jäävät loukkuun reaktorin sisään ja lisäävät polttoaineen massaa. Toiseksi ionisaatioprosessi tapahtuu muun polttoaineen vaikutusten seurauksena, jotka keräävät energiaa tähän polttoaineeseen lämmittäen sitä.

Tällä lämmityksellä ei ole sisäisiä rajoituksia energialle (lämpötilalle), toisin kuin ohmisella menetelmällä, mutta sen nopeutta rajoittaa suuttimissa oleva virta. Ionilähteen uuttojännite on tyypillisesti luokkaa 50-100 kV, ja ITERiä varten kehitetään korkeajännitteisiä negatiivisia ionilähteitä (-1 MV). Padovan ITER-neutraalisäteen testauslaitos on ensimmäinen ITER-laitos, joka aloittaa toimintansa [22] .

Vaikka neutraalin säteen injektiota käytetään ensisijaisesti plasmalämmitykseen, sitä voidaan käyttää myös diagnostisena työkaluna ja takaisinkytkennän ohjaukseen, jolloin saadaan aikaan pulssisäde, joka koostuu sarjasta lyhyitä 2–10 ms pituisia sädepulsseja . Deuterium on neutraalipalkkilämmitysjärjestelmien pääpolttoaine, kun taas vetyä ja heliumia käytetään joskus erillisiin kokeisiin.

Tokamak ja niiden ominaisuudet

Yhteensä maailmassa rakennettiin noin 300 tokamakia. Suurimmat niistä on lueteltu alla.

Neuvostoliitto ja Venäjä

Kazakstan

Kiina

Eurooppa

Ranska

Yhdysvallat

Japani

Katso myös

Muistiinpanot

  1. ↑ Bondarenko B. D. O. A. Lavrentievin rooli hallitun lämpöydinfuusion kysymyksen esittämisessä ja tutkimuksen käynnistämisessä Neuvostoliiton arkistokopiossa 12. syyskuuta 2017 Wayback Machinessa // UFN 171 , 886 (2001).
  2. ↑ The Soviet Magnetic Confinement Fusion Program: An International future (SW 90-  ) Haettu 27. kesäkuuta 2019. Arkistoitu alkuperäisestä 5. marraskuuta 2010.
  3. ↑ Shafranov V. D. Kierteisten magneettisten järjestelmien näkymät CTS: lle  // Uspekhi Fizicheskikh Nauk . - Venäjän tiedeakatemia , 1999. - T. 169 , nro 7 . - S. 808 .
  4. ↑ Pogosov A. Yu., Dubkovsky V. A. Ionisoiva säteily: radioekologia, fysiikka, tekniikka, suojelu: oppikirja yliopisto-opiskelijoille / Toimittanut teknisten tieteiden tohtori, professori Pogosov A. Yu . - Odessa : Tiede ja teknologia, 2013. - S. 343. - ISBN 978-966-1552-27-1 .
  5. ↑ Vladimir Reshetov Ocean of Energy -arkistokopio , päivätty 13. marraskuuta 2013 Wayback Machinessa // Around the World
  6. ↑ Garry McCracken, Peter Stott. Fuusio: Universumin energia . - Elsevier Academic Press , 2015. - S. 167. - ISBN 0-12-481851-X .
  7. ↑ Artsimovich L. A. et al. Tokamak-tilojen kokeelliset tutkimukset (CN-24/B-1)  // Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research. Kansainvälisen atomienergiajärjestön Novosibirskissa 1.-7. elokuuta 1968 pitämän kolmannen plasmafysiikkaa ja kontrolloitua ydinfuusiotutkimusta käsittelevän kansainvälisen konferenssin julkaisut. - Wien : International Atomic Energy Agency , 1969. - Voi. 1. - s. 157-173.
  8. ↑ Juho Miettunen. Globaalin epäpuhtauksien kuljetuksen mallintaminen tokamakeissa ei-akselisymmetristen vaikutusten läsnä ollessa . - Helsinki : Unigrafia Oy, 2015. - P. 19. - (Väitöskirjat 61/2015, Aalto-yliopiston julkaisusarja). - ISBN 978-952-60-6189-4 . Arkistoitu 8. heinäkuuta 2019 Wayback Machinessa
  9. ↑ Robert Arnoux . Lähde Venäjälle lämpömittarin kanssa , ITER Newsline 102 (9. lokakuuta 2009). Arkistoitu alkuperäisestä 8. heinäkuuta 2019. Haettu 8.7.2019.
  10. ↑ Peacock NJ et ai. Elektronilämpötilan mittaus Thomson Scatteringin toimesta Tokamak T3  :ssa (englanniksi)  // Nature : Journal. - 1969. - Voi. 224 . - s. 488-490 . - doi : 10.1038/224488a0 .
  11. ↑ Velikhov E.P. Hän ei antanut sielun olla laiska. Akateemikko L.A. Artsimovichin 95-vuotispäivälle  // Venäjän tiedeakatemian tiedote . - 2004. - T. 74 , nro 10 . - S. 940 . Arkistoitu 22. lokakuuta 2020.
  12. ↑ Jeffrey P. Freidberg. Plasmafysiikka ja fuusioenergia . - Cambridge University Press, 2007. - S.  116-117 . — ISBN 978-0-521-85107-7 .
  13. ↑ 12 Wesson , 1999 , s. 13.
  14. ↑ Bromberg, 1982 , s. 16.
  15. ↑ Kenward, 1979b , s. 627.
  16. ↑ Wesson, 1999 , s. 15-18.
  17. ↑ Wesson, 1999 , s. kaksikymmentä.
  18. ↑ Wesson, 1999 , s. 22.
  19. ↑ Wesson, 1999 , s. 26.
  20. ↑ 1 2 3 Kruger, SE; Schnack, D.D.; Sovinec, C. R. (2005). "DIII-D-plasman suuren häiriön dynamiikka" (PDF) . Phys. Plasmat . 12 (5): 056113. Bibcode : 2005PhPl ...12e6113K . DOI : 10.1063/1.1873872 . Arkistoitu (PDF) alkuperäisestä 27-02-2013 . Haettu 21.10.2021 . Käytöstä poistettu parametri |deadlink=( ohje )
  21. ↑ 1 2 Runaway Electrons in Tokamaks ja niiden lieventäminen ITERissä Arkistoitu 8. maaliskuuta 2021 Wayback Machinessa , S. Putvinski, ITER-organisaatio
  22. ↑ Neutral Beam Test Facility (PDF) (tekninen raportti). Arkistoitu alkuperäisestä (PDF) 2016-10-10 . Haettu 21.10.2021 . Käytöstä poistettu parametri |deadlink=( ohje )
  23. ↑ Aleksanteri Voytyuk. Venäläiset fyysikot lämmittivät Globus-M2-pallomaisen tokamakin plasmaa ennätysti . nplus1.ru . Haettu 26. heinäkuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 26. heinäkuuta 2022.
  24. ↑ E3B1C256-BFCB-4CEF-88A6-1DCCD7666635 . Haettu 1. kesäkuuta 2021. Arkistoitu alkuperäisestä 1. kesäkuuta 2021.
  25. ↑ Keskustoimisto, NucNet asbl, Bryssel, Belgia. Nuclear Fusion/China Commissions HL-2M Reactor . Independent Global Nuclear News Agency . Haettu 2. elokuuta 2021. Arkistoitu alkuperäisestä 2. elokuuta 2021.
  26. ↑ Kiina saa päätökseen uuden tokamakin - Nuclear Engineering Internationalin . www.neimagazine.com . Haettu 2. elokuuta 2021. Arkistoitu alkuperäisestä 19. syyskuuta 2021.
  27. ↑ Vikoja NSTX-U-asennuksessa Arkistoitu 19. lokakuuta 2016 Wayback Machinessa // 3.10.2016.

Kirjallisuus

Linkit

  Siirry Wikidata-kohteeseen  Sanakirjat ja tietosanakirjat