Термоядерная энергетика  

Теория, практика, проблемы, решения.

Главное меню

Токамак

Слово "ТОКАМАК" - по разным версиям это или сокращение слов ТОроидальная, КАмера, МАгнитные Катушки, или Приспособленное к легкому произношению сокращение от Тороидальная Камера с Магнитным Полем, которые описывают основные элементы этой магнитной ловушки, изобретенной А.Д. Сахаровым в 1950 г. Схема ТОКАМАКа показана на Рис.

Схема принципиальных узлов ТОКАМАКа

В токамаке плазма изолируется от стенок камеры с помощью магнитного поля. Магнитное поле в токамаке является результирующей суммой магнитных полей:

1. Тороидальные катушки создают продольное магнитное поле вдоль оси тора (оно направлено как плазменный шнур, см. рис.).

2. Ток текущей по плазме создает магнитное поле вокруг себя (оно направлено как тороидальные катушки см. рис.)

В результате суммы этих двух полей получается винтовое магнитное поле, показанное на рисунке.

Однако, как оказалось этого не достаточно. При такой конфигурации на частицы действует сила, направленая по большому радиусу тора, и плазменный шнур разлетелся бы.

3. Что бы подавить эту силу используется магнитное поле создаваемое полоидальными витками - полоидальное магнитное поле, В_р, направленное вдоль малого обхода тора.

Результирующее магнитное поле имеет силовые линии в виде бесконечных спиралей, охватывающих центральную линию плазменного тора - магнитную ось. Таким образом, силовые линии магнитного поля образуют в ТОКАМАКе замкнутые, вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности. Ток в плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной обмоткой индуктора. При этом, плазменный виток играет роль вторичной обмотки. По сути это обычный трансформатор, вторичную обмотку которой представляет плазменный шнур. Очевидно, что индукционное поддержание тока в ТОКАМАКе ограничено запасом потока магнитного поля в первичной обмотке и возможно лишь в течении конечного времени. Кроме тороидальных катушек и первичной обмотки индуктора в ТОКАМАКе должны быть полоидальные обмотки, которые нужны для поддержания равновесия плазмы и контроля ее положения в камере. Токи, текущие в полоидальных катушках создают электромагнитные силы действующие на плазменный ток и таким образом могут изменить ее положение в камере и форму сечения плазменного шнура.

Первый ТОКАМАК был построен в России в Институте Атомной Энергии им И.В. Курчатова в 1956 г. Десять лет напряженных исследований и усовершенствований этого устройства привели к существенному прогрессу в плазменных параметрах ТОКАМАКов. ТОКАМАК Т-З получил к 1968 г температуру плазмы 0.5 КэВ и достиг nt_E = 5 ·10¹⁷, что существенно превосходило параметры, достигнутые на других магнитных ловушках. С этого момента началось активное развитие этого направления и в других странах. В семидесятые года были построены ТОКАМАКи следующего за Т-З поколения: Т-7, Т-10, Т-11 в СССР, PLT и DIII-D в США, ASDEX в Германии, TFR во Франции, JFT-2 в Японии и др. На ТОКАМАКах этого поколения были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, такие как инжекция нейтральных атомов, электронный и ионный циклотронный нагрев, различные плазменные диагностики и разработаны системы управления плазмой. В результате на ТОКАМАКах второго поколения были получены внушительные параметры плазмы: температура в несколько КэВ, плотности плазмы превышающие 10²⁰ м^-3. Параметр nt_E достиг величины 5 ·10¹⁸. Кроме того, ТОКАМАК получил дополнительный, принципиально важный для реактора элемент - дивертор. С помощью токов в системе полоидальных витков силовые линии магнитного поля выводятся в современном ТОКАМАКе в специальную часть камеры, названную дивертором. Диверторная конфигурация плазмы показана на Рис. на примере ТОКАМАКа DIII-D.

Сечение современного ТОКАМАКа DIII-D с вытянутой по вертикали плазмой и диверторной магнитной конфигурацией.

Благодаря дивертору часть частиц со стенок вакуумной камеры, поступающих в силу неизбежного обмена плазма-стенка, удаляются из периферии плазмы. Они не успевают проникнуть в центр плазменного шнура и остудить его. Однако использование дивертора связано с огромными технологическими трудностями.

1. Материал пластин дивертора не должен легко распыляться, что бы самому не загрязнить плазму.

2. Потоки тепла на пластины дивертора достигают нескольких киловатт на квадратный сантиметр площади и существует огромная технологическая проблема теплосъема с этих пластин, что бы не допустить их быстрого разрушения.

Удержание плазмы магнитным полем не является абсолютным, и часть горячих заряженных частиц продолжает выходить на стенку камеры за счет диффузии поперек магнитного поля, а также при срыве в плазме. Кроме этого, магнитное поле никак не задерживает излучение и нейтральные частицы, которые также передают на стенку, значительную часть энергии из плазмы. Поэтому между плазмой и первой стенкой токамака во время разряда идет достаточно сильный теплообмен. Потоки частиц и излучений на первую стенку токамака уже  очень высоки при температуре электронов в плазме существенно ниже оптимальных 10КэВ. Из-за этого, помимо разрядной камеры, необходим специальный приемник теплового потока из плазмы на стенку - диафрагма, либо специальное устройство, называемое дивертором. Его основные функции: уменьшить взаимодействие плазмы со стенкой и помешать примесям проникнуть в центр плазменного шнура. Для уменьшения взаимодействия плазмы со стенкой применяют магнитное поле, но из-за дрейфа частиц поперек поля, большую роль играет кондуктивный поток тепла.

Дивертор позволяет лучше контролировать потоки энергии из плазмы и уменьшать поступление примесей в плазму. Важным достижением этого поколения ТОКАМАКов было открытие режимов с улучшенным удержанием плазмы - Н-моды.

В начале 80-х годов в строй вошло третье поколение ТОКАМАКов - машин с большим радиусом тора 2-3 м и плазменным током в несколько МА. Были построены пять таких машин: JET и TORUS-SUPRA в Европе, JT60-U в Японии, TFTR - в США и Т-15 в СССР. Параметры больших ТОКАМАКов приведены в Таблице 2. Две из этих машин, JET и TFTR, предусматривали работу с тритием и получение термоядерного выхода на уровне Q_fus = Р_синтез/Р_затрат = 1.
ТОКАМАКи Т- 15 и TORUS-SUPRA имеют сверхпроводящие магнитные катушки, подобные тем, которые будут нужны в ТОКАМАКе-реакторе. Основная физическая задача машин этого поколения заключалась в исследовании удержания плазмы с термоядерными параметрами, уточнении предельных плазменных параметров, получение опыта работы с дивертором и др. Технологические задачи включали в себя: разработку сверхпроводящих магнитных систем, способных создавать поле с индукцией до 5 Тл в больших объемах, разработку систем для работы с тритием, приобретение опыта снятия высоких потоков тепла в диверторе, разработку систем для дистанционной сборки и разборки внутренних узлов установки, совершенствование плазменных диагностик и др.

Таблица. Основные параметры больших экспериментальных ТОКАМАКов. ТОКАМАК TFTR, уже, выполнил свою программу и был остановлен в 1997 г. Остальные машины продолжают работать.

	Большой радиус, R (m)	Малый радиус, а (m)	Ток в плазме, Ip (МА)	Мощность нагрева плазмы, (МВт)	В, (Тл)	Qfus	Особенности машины
JET	3	1	7	30	3.5	0.9	DT плазма, дивертор
JT60-U	3.3	1	3	30	4	1.06 2)	Дивертор, пучки энергичных нейтральных атомов
Т-15	2.4	0.7	2.5	20 1)	3.5	-	Сверхпроводящая магнитная система (Nb3Sn)
TFTR	2.6	0.9	3	50	6	0.3	DT плазма
TORUS SUPRA	2.4	0.8	2	15	4	-	Сверхпроводящая магнитная система (NbTi)

¹⁾ ТОКАМАК Т-15 пока работал только в режиме с омическим нагревом плазмы и, поэтому, параметры плазмы, полученные на этой установке, достаточно низкие. В будущем, предусматривается ввести 10 МВт нейтральной инжекции и 10 МВт электронно-циклотронного нагрева.  Однако в последние годы (1990 - 2006) работы на Т-15 были практически свернуты. Он так и не заработал на полную расчетную мощность. В России одним и самых крупных и активно действующим токамаков на сегодняшний день остается Т-10, так же расположенный на территории института им. Курчатова в Москве. Однако он не имеет сверхпроводящей обмотки и параметры его существенно ниже.

²⁾ Приведенное Q_fus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. На Рис.6 показаны временные зависимости термоядерной мощности в DT экспериментах.

Зависимость термоядерной мощности от времени в рекордных дейтериево-тритиевых разрядах на токамаках JET и TFTR.

Это поколение ТОКАМАКов достигло пороговой величины Q_fus = 1 и получило nt_E всего в несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного ТОКАМАКа-реактора. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага - первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?

Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе или максимальная величина β определяется устойчивостью плазмы и приближенно описывается соотношением Тройона,

где β выражено в  %, I_p – ток, протекающий в плазме и  β_N  - безразмерная константа, называемая коэффициентом Тройона. Параметры в  этой формуле имеют размерность МА, Тл, м. Максимальные значения коэффициента Тройона β_N  =  3÷5, достигнутые в экспериментах, хорошо согласуются с теоретическими предсказаниями, базирующимися на расчетах устойчивости плазмы. Рис.7 показывает предельные значения β, полученные в различных ТОКАМАКах.

 Сравнение предельных значений  β, достигнутых в экспериментах со скейлингом Тройона [11].

При превышении предельного значения  β, в плазме ТОКАМАКа развиваются крупномасштабные винтовые возмущения, плазма быстро охлаждается и гибнет на стенке. Это явление называется срывом плазмы.

Как видно из Рис. для ТОКАМАКа характерны довольно низкие значения β на уровне нескольких процентов. Существует принципиальная возможность увеличить значение β за счет уменьшения аспектного отношения плазмы до предельно низких значений R/a = 1.3÷1.5. Теория предсказывает, что в таких машинах β может достигать нескольких десятков процентов. Первый ТОКАМАК с ультра низким аспектным отношением, START, построенный несколько лет назад в Англии, уже получил значения β = 30%. С другой стороны эти системы технически более напряженны и требуют специальных технических решений для тороидальной катушки, дивертора и нейтронной защиты. В настоящее время строятся несколько более крупных, чем START, экспериментальных ТОКАМАКов с низким аспектным отношением и плазменным током выше 1 МА. Ожидается, что в течении следующих 5 лет эксперименты дадут достаточно данных для того, чтобы понять будет ли достигнуто ожидаемое улучшение плазменных параметров и сможет ли оно компенсировать технические трудности, ожидаемые в этом направлении.

Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энергии и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. И хотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теоретическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстраполяции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирические закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов (ITER-97(y)), полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, R, плазменного тока I_р, вытянутости сечения плазмы k = b/а = 4 и падает с ростом мощности нагрева плазмы, Р:

t_E ~ R²  k^0.9 I_р^0.9 / P^0.66

Зависимость энергетического времени жизни от остальных плазменных параметров довольно слабая. Рис.8 показывает, что время жизни измеренное, практически, во всех экспериментальных ТОКАМАКах хорошо описывается этим скейлингом.

 Зависимость экспериментально наблюдаемого энергетического времени жизни от предсказанного скейлингом ITER-97(y).
Среднестатистическое отклонение экспериментальных точек от скейлинга 15%.
Разные метки соответствуют различным ТОКАМАКам и проектируемому ТОКАМАКу-реактору ИТЭР [40].

Этот скейлинг предсказывает, что ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1-1.5 ГВт.

В 1998 г был закончен инженерный проект ТОКАМАКа-реактора ИТЭР. Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием. Основные физические и инженерные параметры установки приведены в Таблице 3, а его сечение показано на Рис.

 Общий вид проектируемого ТОКАМАКа-реактора ИТЭР.

ИТЭР будет обладать, уже, всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м² и полным флюенсом 0.3 МВт×лет/м², что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

Таблица 3.
Основные параметры первого экспериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ИТЭР.

Параметр	Значение
Большой / малый радиусы тора   (A / a)	8.14 м / 2.80 м
Конфигурация плазмы	С одним тороидальным дивертором
Плазменный объем	2000 м3
Ток в плазме	21 МА
Тороидальное магнитное поле	5.68 Тл (на радиусе R = 8.14 м)
β	3 %
Полная мощность термоядерных реакций	1.5 ГВт
Нейтронный поток на первой стенке	1 МВт/м2
Длительность горения	1000 с
Мощность дополнительного нагрева плазмы	100 МВт

ИТЭР планируется построить в 2010-2011 г. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на этом экспериментальном реакторе около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-2035 г первого демонстрационного реактора-ТОКАМАКа, который уже будет производить электроэнергию. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-ТОКАМАКа для производства электроэнергии.

Вакуумная камера токамака JET

 Создатель сайта надеется, на дальнейшее развитие этого проекта и будет узнать о Ваших замечаниях и предложениях. Пишите мне.

 Создатель сайта не является автором абсолютно всех материалов и рисунков представленных на этом сайте. Многие из материалов были почерпнуты из Интернета в свободном доступе. Все сайты, с которых был почерпнут материал, представлены в разделе ссылки. Если правообладатель будет против использования своего материала на этом сайте, пусть свяжется с создателем сайта и он обязуется при первой возможности убрать спорный материал. Также и любая публикация материалов с этого сайта, без ссылки на него не одобряется.