Открыть главное меню
Магнитное поле токамака и поток.

Токама́к (тороидальная камера с магнитными катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. 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.

ИсторияПравить

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 года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза.[1] 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[2]..

Термин «токамак» был придуман в 1957 году[3] Игорем Николаевичем Головиным, учеником академика Курчатова. Первоначально он звучал как «токамаг» — сокращение от слов «тороидальная камера магнитная», но Н. А. Явлинский, автор первой тороидальной системы, предложил заменить «-маг» на «-мак» для благозвучия[4]. Позже это название было заимствовано многими языками.

Первый токамак был построен в 1954 году[5], и долгое время токамаки существовали только в СССР. Лишь после 1968 года, когда на токамаке T-3, построенном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Л. А. Арцимовича, была достигнута электронная температура плазмы 1 кэВ (что соответствует[6] 11,6 млн °C)[7][8], и английские учёные из лаборатории в Кулхэме[en] (Nicol Peacock и др.) со своей аппаратурой приехали в СССР[9], произвели измерения на Т-3 и подтвердили этот факт[10][11], в который поначалу отказывались верить, в мире начался настоящий бум токамаков. Начиная с 1973 программу исследований физики плазмы на токамаках возглавил Борис Борисович Кадомцев.

В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза[12].

УстройствоПравить

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 характеристикиПравить

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

СССР и РоссияПравить

  • Т-3 — первый функциональный аппарат.
  • Т-4 — увеличенный вариант Т-3
  • Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире в 1979 году реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом с проводниками из сплава (интерметаллида) ниобий-олово, 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 со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле индукцией 3,6 Тл. Запущен в 1988 г., в 1995 г. эксперименты приостановлены, с 2012 г. проходит модернизацию, окончить которую планируется в 2019 году.
  • Глобус-М[13] — сферический токамак, новейший токамак в России, созданный в 1999 году.
  • Т-11М — находится в ТРИНИТИ (Троицк, Москва); параметры установки: ток в плазме 0,1 МА, температура плазмы 400,,600 эВ

КазахстанПравить

КитайПравить

ЕвропаПравить

  • TM1-MH (с 1977 года — Castor, с 2007 года — Golem). С начала 1960-х до 1976 года действовал в институте Курчатова, затем был передан институту физики плазмы академии наук Чехословакии.
  • JET (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 — токамак со сверхпроводящими катушками. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
  • FTU (Frascati Tokamak Upgrade) — металлический среднеразмерный токамак с сильным магнитным полем. Находится в исследовательском центре Фрасскати, Италия. Принадлежит Европейскому Агентству по Ядерной Энергии (ENEA). Параметры установки следующие: BT<8T, R = 0,935 м, a = 0,3 м, Ip < 1,5 MA.

СШАПравить

  • TFTR (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 году.
  • NSTX (National Spherical Torus Experiment) — сферомак (сферический токамак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
    NSTX-U построен на основе NSTX, модернизация обошлась в 94 млн долл. В настоящее время установка является самым мощным в мире сферическим токамаком с магнитной индукцией 1 тесла и тепловой мощностью 10-12 мегаватт.[15]
  • Alcator C-Mod — характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
  • DIII-D — создан и работает в компании General Atomic в Сан-Диего.

ЯпонияПравить

  • JT-60 — работает в Институте ядерных исследований с 1985 года.

См. такжеПравить

  • ITER — Международный экспериментальный термоядерный реактор
  • Стелларатор

ПримечанияПравить

  1. Бондаренко Б. Д. Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР // УФН 171, 886 (2001).
  2. The Soviet Magnetic Confinement Fusion Program: An International future (SW 90-. Дата обращения 27 июня 2019. Архивировано 5 ноября 2010 года.
  3. Шафранов В. Д. Перспективы винтовых магнитных систем для УТС (рус.) // Успехи физических наук. — Российская академия наук, 1999. — Т. 169, № 7. — С. 808.
  4. Погосов А. Ю., Дубковский В. А. Ионизирующая радиация: радиоэкология, физика, технологии, защита: учебник для студентов вузов / Под редакцией доктора технических наук, профессора Погосова А. Ю. — Одесса: Наука и техника, 2013. — С. 343. — ISBN 978-966-1552-27-1.
  5. Владимир Решетов Океан энергии // Вокруг света
  6. Garry McCracken, Peter Stott. Fusion: The Energy of the Universe. — Elsevier Academic Press, 2015. — P. 167. — ISBN 0-12-481851-X.
  7. Арцимович Л. А. и др. Экспериментальные исследования на установках Токамак (CN-24/B-1) // Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research. Proceedings of the Third International Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research Held by the International Atomic Energy Agency at Novosibirsk, 1-7 August 1968. — Vienna: International Atomic Energy Agency, 1969. — Vol. 1. — P. 157—173.
  8. Juho Miettunen. Modelling of global impurity transport in tokamaks in the presence of non-axisymmetric effects. — Helsinki: Unigrafia Oy, 2015. — P. 19. — (Doctoral Dissertations 61/2015, Aalto University publication series). — ISBN 978-952-60-6189-4.
  9. Robert Arnoux. Off to Russia with a thermometer, ITER Newsline 102 (9 октября 2009). Дата обращения 8 июля 2019.
  10. Peacock N. J. et al. Measurement of the Electron Temperature by Thomson Scattering in Tokamak T3 (англ.) // Nature : journal. — 1969. — Vol. 224. — P. 488—490. — DOI:10.1038/224488a0.
  11. Велихов Е. П. Не позволял душе лениться. К 95-летию со дня рождения академика Л. А. Арцимовича // Вестник Российской академии наук. — 2004. — Т. 74, № 10. — С. 940.
  12. Jeffrey P. Freidberg. Plasma Physics and Fusion Energy. — Cambridge University Press, 2007. — P. 116—117. — ISBN 978-0-521-85107-7.
  13. Глобус-М
  14. Термояд вышел из нуля
  15. Поломки в установке NSTX-U // 3.10.2016

СсылкиПравить