Токамак

Токамак KSTAR, Южная Корея

Токамак - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Устройство предназначено для осуществления реакции термоядерного синтеза в высокотемпературной плазме в квазистационарном режиме, при этом плазма образуется в тороидальной камере и ее стабилизирует магнитное поле. Энергия, выделяющаяся при этой реакции, должна превысить энергию, расходуемую для формирования плазмы и запуска реакции.


1. История

1.1. Предыстория

Термоядерные реакции, или реакции термоядерного синтеза (слияния ядер), были открыты еще в 30-х годах ХХ столетия. Такие реакции являются екзометричнимы, то есть происходят с огромным выделением энергии. Исследования в области термоядерного синтеза начались вскоре после окончания Второй мировой войны, хотя в большинстве стран такие программы проходили под грифом "секретно". Только в 1955 году на Международной конференции по вопросам мирного использования атомной энергии ООН в Женеве такие программы были рассекречены и это позволило начать международную научное сотрудничество в этой области.


1.2. Происхождение термина

Сам термин в первоначальном его варианте звучал как "токамаг" и был образован из начальной фразы "тороидальная камера магнитная" ( рус. ТО роидальная КА мэра МА гнитная ), Которую ученые использовали для определения изобретения. Авторство этого термина приписывают ученому Игорю Николаевичу Головину, ученику Курчатова. Позднее срок трансформировался в "токамак", что расшифровывалось как "тороидальная камера с магнитными катушками" ( рус. ТО роидальная КА мэра с МА гнитнымы К атушкамы ). Именно в таком виде термин был заимствован всеми языками мира.


1.3. Первые разработки

Термоядерная система Токамак, почтовая марка СССР 1987 года.

Самые разработки, послужили толчком для создания установок типа "токамак", были проведены в Советском Союзе. Еще в 1950 году советский физик Олег Александрович Лаврентьев в своей работе предложил не только идею использования управляемого термоядерного синтеза в промышленных масштабах как новое, надежное и перспективный источник для производства электроэнергии, но и разработал конкретную схему с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем. Эта работа дала начало советским исследованиям в области управляемого термоядерного синтеза.

Схема будущей установки "токамак" была модернизирована в 50-х годах ХХ века советскими физиками Игорем Евгеньевичем Таммом и Андреем Дмитриевичем Сахаровым, которые разработали теоретическую основу термоядерного реактора, в котором плазма приобретает тороидальной формы и удерживается магнитным полем.

Первый токамак под названием Т-1 построен в 1955 году в Советском Союзе в Институте атомной энергии им.И. В. Курчатова. Авторами основных физико-технических идей установки были ученые Н. А. Явлинский, И. М. Головин, Л. А. Арцимович. Уже через год заработал еще один токамак Т-2, содержащий прототипы большинства функциональных элементов будущих установок. После этих событий в течение более чем десятилетия токамаки существовали только в СССР, а мировые разработки в этой области находились далеко позади.

За десять лет непрерывных напряженных исследований и усовершенствований этого устройства достигнуто весомого прогресса в плазменных параметрах токамаков. Настоящим прорывом в технологии стало заявление советских ученых на Третьей международной конференции МАГАТЭ по вопросам физики плазмы и исследование управляемого термоядерного синтеза в Новосибирске в 1968 году. Они объявили, что в своем токамака Т-3, построенном в Курчатовском институте, достигли температуры плазмы 0,5 К эВ и концентрации плазмы ~ 5х10 19 м -3. Измеренное энергетический время удержания составил около 20 миллисекунд, что более чем на порядок превышало общепринятые в те времена прогнозы. Такое заявление вызвало недоверие со стороны британских и американских ученых, разработки которых были далеки от подобных результатов. Сомнения развеялись только после того, как результаты были подтверждены с помощью тестов с использованием лазерного рассеяния, проведенные несколько лет позже.


1.4. Второе поколение токамаков. Мировая практика

Хотя работы в области управляемого термоядерного синтеза начали проводиться несколькими странами еще с 1956 года, когда во время визита Никиты Хрущева в Великобританию Игорь Васильевич Курчатов сообщил о проведении этих работ в СССР, но в основном вся активность и достижения в этой области принадлежали советским ученым. Настоящего развития технология набрала с момента публичного объявления в 1968 году впечатляющих результатов работы советского токамака Т-3. Именно тогда начался активное развитие этого направления и в других странах мира. В 1970-е годы в мире были построены токамаки следующего за Т-3 поколения: Т-7, Т-10, Т-11 ( СССР), PLT и DIII-D ( США), ASDEX ( Германия), TFR ( Франция), JFT-2 ( Япония) и др..

На токамаках этого поколения разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, инжекция нейтральных атомов, электронный и ионный циклотронный нагрев, различные диагностики плазмы и разработаны системы управления плазмой. Вследствие этого в токамаках второго поколения были получены значительные параметры плазмы: температура в несколько кэВ, плотности плазмы, превышающих 10 20 м -3 [1]. Кроме того, токамак получил дополнительный, принципиально важный для реактора элемент - дивертор.

В процессе развития технологии токамаков, 1960-х годах было продемонстрировано, что с помощью одного только нагрева за счет пропускания тока (омического нагрева) невозможно доказать плазму до термоядерных температур. Самая путем повышения энергоемкости плазмы казался метод внешней инжекции быстрых нейтральных частиц (атомов), но только в 1970-х годах было достигнуто необходимого технического уровня и поставлено реальные эксперименты с использованием инжекторов.

В середине 70-х годов на токамаке PLT в Принстонский лаборатории физики плазмы (США) с помощью пучков быстрых нейтральных атомов была получена плазма с температурой 60 млн. градусов. Чуть позже в советском токамаке Т-10 температура плазмы была поднята до 90 млн. градусов. На первом в мире токамака с сверхпроводящей магнитной системой Т-7 (СССР) была продемонстрирована возможность неиндуктивнои поддержания тока в плазменном шнуре, что открыло путь к радикальному увеличению продолжительности рабочего цикла.


1.5. Третье поколение токамаков

Токамак TFTR в Принстонский лаборатории физики плазмы (1989 г.)

В начале 80-х годов было введено в эксплуатацию третье поколение токамаков - установок с большим радиусом тора (2-3 м) и плазменным током в несколько МА. Было построено пять таких установок: JET ( Великобритания), Tore Supra ( Франция), JT60-U ( Япония), TFTR ( США) и Т-15 ( СССР). Основным физическим задачей механизмов этого поколения было исследование удержания плазмы с термоядерными параметрами, уточнения предельных параметров плазмы, накопления опыта работы с дивертором, и др.. В технологических задач входило: разработка сверхпроводящих магнитных систем, которые могут создавать поле с индукцией до 5 Фонов в больших объемах, разработка систем для работы с тритием, накопления опыта снятия высоких потоков тепла в дивертор, разработка систем для дистанционного сборку / разборку внутренних узлов установки, совершенствование диагностики плазмы, и др..

В 90-е годы семья ловушек для удержания плазмы пополнилась новой модификацией - сферическими токамака. По сравнению с традиционными, они отличаются лишь одной конструктивной особенностью - меньше (не более 2) аспектным соотношением, то есть соотношением большого и малого радиусов плазменного шнура. Этот геометрический нюанс имеет очень важные для токамаков последствия. Для содержания и сохранения устойчивости плазменного шнура магнитный давление в сферических токамаках можно снизить примерно в 10 раз по сравнению с традиционными токамака. В свою очередь это позволяет в несколько раз уменьшить магнитную индукцию и общую стоимость установки, при этом сохраняя основные плазмо-физические параметры. Эта особенность дает сферическим токамака шанс стать лидерами среди замкнутых магнитных ловушек.


1.6. Токамаки сегодня

Первое десятилетие 21 век можно охарактеризовать как завершающий этап суток экспериментальных токамаков перед появлением промышленных термоядерных реакторов. Крупнейшие из существующих установок содержат в себе почти все функциональные и технологические системы будущего реактора.

Сейчас в мире функционирует более 100 установок типа токамак.

В 2010 году президент Российского научного центра "Курчатовский институт" Евгений Велихов заявил, что российские и казахстанские ученые получили первую плазму на токамаках в казахстанском городе цыплят [2].

Ранее, в 2006 году, ученые Исламского открытого университета Тегерана сообщили, что овладели технологией термоядерного синтеза с помощью установки типа "токамак" [3]. Хотя российский академик Евгений Велихов заявил, что такая информация не соответствует действительности [4].


1.7. Перспективы

В наше время установка типа "токамак" считается перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Именно поэтому в качестве следующего этапа развития технологии планируется прежде всего создание следующего поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза.

2. Принцип работы

Принцип работы реактора типа "токамак"

Токамак по своему принципу является электрофизической установкой, основным назначением которого является формирование плазмы (т.е. разогрев газа до 100 млн. градусов), достижения ее высокой плотности и достижения ее длительного хранения в четко определенном объеме. Это позволит осуществить термоядерную реакцию синтеза ядер гелия из исходного сырья, изотопов водорода (дейтерия и трития). В ходе реакции должна выделиться энергия, значительно превышает энергию, затраченную на формирование плазмы.

Токамак по своей сути имеет вид тора: тороидальная вакуумная камера, на которую намотан проводник, формирует тороидальная магнитное поле. Основное магнитное поле в камере-ловушке, содержащей горячую плазму, образуется тороидальными магнитными катушками. Значительную роль в удержании плазмы играет плазменный ток, протекающий вдоль кругового плазменного шнура и создает магнитное поле специальной конфигурации.


2.1. Непрерывный режим работы

В настоящее время установки токамак работают в импульсном режиме. Длительность импульсов определяется энергией, которая запасена в индукторе, поддерживающий ток в плазме. Недавно в ряде стран получены первые результаты по безиндукцийного возбуждения тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной частоты, которые вызывают упорядоченное движение электронов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT-II свидетельствуют о перспективности такого способа возбуждения тока. Исследования в этом направлении позволят в ближайшем будущем определить возможности системы безиндукцийнои поддержания тока в реакторе в течение длительного времени.


3. Токамаки в мире

3.1. Действующие токамаки мира

Токамак Страна Город Учреждение Запуск
T-10 Россия Москва Курчатовский институт 1975
TEXTOR ( англ. Tokamak Experiment for Technology Oriented Research ) Германия Юлих Институт энергетических исследований (IEF) 1978
Туман-3М Россия Санкт-Петербург Физико-технический институт им.А. Ф. Иоффе РАН 1980
EGYPTOR Египет Каир 1982
JET ( англ. Joint European Torus ) Великобритания Калем Евратом 1983
Novillo Tokamak Мексика Мехико Национальный институт ядерных исследований 1983
T-11M Россия Троицк Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований (ТРИНИТИ) 1985
TRIAM-1M Япония Касуга Кюсюський университет 1986
STOR-M2007 г. - STOR-1M) [5] Канада Саскатун Саскачеванский университет 1987
Tore Supra Франция Кадараш Центр ядерных исследований "CEA-Cadarache" Комиссариата по Атомной Энергетики Франции 1988
ADITYA Индия Гуджарат Институт исследований плазмы (IPR) 1989
DIII-D США Сан-Диего General Atomics 1989
COMPASS ( англ. COMPact ASSembly ) Чехия Прага Институт физики плазмы (IPP) Одна тысяче девятьсот восемьдесят-девять -1999;
2008
FTU ( англ. Frascati Tokamak Upgrade ) Италия Фраскати Лаборатория физики плазмы, Национальное агентство новых технологий Италии 1990
ISTTOK Португалия Лиссабон Институт плазмы и термоядерного синтеза ( порт. Instituto de Plasmas e Fus?o Nuclear ) 1991
ASDEX-Upgrade Германия Гархинг Институт физики Макса Планка (IPP) 1991
ALCATOR C-Mod ( англ. ALto CAmpo TORus ) США Кембридж Массачусетский технологический институт (MIT) 1992
TCV ( фр. Tokamak ? configuration variable ) Швейцария Лозанна Федеральная политехническая школа Лозанны (EPFL) 1992
TCABR (Tokamak Chauffage Alfv?n Br?siliene) Бразилия Сан-Паулу Университет Сан-Паулу 1994
HT-7 (Hefei Tokamak-7) Китай Хэфэй Институт физики плазмы Китайской академии наук 1995
CSTN-IV ( англ. Current Sustaining Tokamak of university of Nagoya ) Япония Нагоя 1998
MAST ( англ. Mega Ampere Spherical Tokamak ) Великобритания Калем Евратом 1999
NSTX ( англ. National Spherical Torus Experiment ) США Принстон Принстонский лаборатория физики плазмы 1999
EAST (HT-7U) ( англ. Experimental Advanced Superconducting Tokamak ) Китай Хэфэй Институт физики плазмы Китайской академии наук 2006
KSTAR ( англ. Korea Superconducting Tokamak Advanced Reactor ) Южная Корея Тэджон Корейский институт фундаментальных наук 2008

3.2. Токамаки, прекративших работу

Токамак Страна Город Учреждение Годы работы
JT-601991 г. - JT-60U) Япония Приказом Японский институт исследований атомной энергии (JAERI) 1985 - 2010

3.3. Проекты будущих токамаков

Макет ректора ITER
  • ITER ( англ. International Thermonuclear Experimental Reactor ) - Международный экспериментальный термоядерный реактор, Франция, Кадараш, Центр ядерных исследований "CEA-Cadarache" Комиссариата по Атомной Энергетики Франции. Сооружение начато в 2008 году, первые плазму планируют получить в 2018 году [6].
  • DEMO ( англ. DEMOnstration Power Plant ) - Международный проект, включающий в себя строительство термоядерной электростанции, которая будет состоять из серии термоядерных реакторов. Преемник проекта ITER. Планируется начать строительство в 2024 году [7].
  • IGNITOR - российско - итальянский проект токамака, Россия, Троицк, Курчатовский институт [8].
  • SST-1 ( англ. Steady State Tokamak ) - Индия, Гандинагар, Институт исследования плазмы. Находится на стадии монтажа [9].
  • FAST ( англ. Fusion Advanced Studies Torus ) - Европейская предложение по созданию нового токамака в Италии.

Примечания

  1. Термоядерная энергетика. Теория, практика, проблемы, решения. - termoyadsintez.narod.ru / tokamak / tokamak.htm
  2. На токамаке в Казахстане получили плазму - www.rian.ru/science/20100906/272814830.html (Рус.)
  3. Президент Ирана: Мы стали ядерной державой - www.rbc.ua/ukr/top/show/prezident_irana_my_stali_yadernoy_derzhavoy_1144821373/ (Рус.)
  4. Академик Велихов назвал "сказками" заявление Ирана о получении технологии термоядерного синтеза - www.evangelie.ru/forum/t23591.html (Рус.)
  5. Примечание: в 2007 году токамак STOR-M перемещено из Саскачеванского университета ( Канада) в Государственный университет Юты ( США).
  6. Строительство ITER - www.iter.org / proj / buildingiter (Англ.)
  7. The US fusion program - www.issues.org/13.4/stacey.htm (Англ.)
  8. Игнитор - новейший российский термоядерный реактор - energyfuture.ru / ignitor-novejshij-rossijskij-termoyadernyj-reaktor (Рус.)
  9. SST-1: Present Status - www.ipr.res.in/sst1/SST1-present_status.html (Англ.)

Литература

  1. J. Wesson, "Tokamaks", Oxford engineering science series 48, second edition, 1997.
  2. Арцимович Л.А., Сагдеев Р.З. Физика плазмы для физиков. М., Атомиздат, 1979.
  3. Бойко В.И. управляемый термоядерный синтез и проблемы инерциального термоядерного синтеза. Соросовский образовательный журнал. 1999, № 6.
  4. Киллин Дж. управляемый термоядерный синтез. М., Мир, 1980.
  5. Киселев Г.В. Проблемы развития ядерной энергетики. - М.: Знание, 1990.
  6. Лукьянов С.Ю. Горячая плазма и управляемый ядерный синтез. М., Наука, 1975.
  7. Хеглер М., Кристиансен М. Введение в управляемый термоядерный синтез. М., Мир, 1980.
  8. Френкель В.Я., Чернин А.Д. Вот альфа-распада до Большого взрыва. - М.: Знание, 1990.