Tokamak - Tokamak

Ez a cikk a fúziós reakciókészülékről szól. A többi felhasználásról lásd: Tokamak (egyértelműsítés) .
A DIII-D reakciókamrája, a General Atomics által San Diegóban működő kísérleti tokamak fúziós reaktor , amelyet a nyolcvanas évek végén elkészült óta használnak a kutatásban. A jellegzetes tórusz alakú kamra grafittal van bevonva, hogy ellenálljon az extrém hőnek.

A tokamak ( / t oʊ k ə m æ k / ; Orosz : токамáк ) egy olyan készülék, amely egy erős mágneses mező korlátozni a plazma a alakja egy tórusz . A tokamak egyike azoknak a mágneses elzáró eszközöknek, amelyeket szabályozott termonukleáris fúziós teljesítmény előállítására fejlesztettek ki . 2021 -től a praktikus fúziós reaktor vezető jelöltje .

A tokamakokat eredetileg az ötvenes években fogalmazták meg Igor Tamm és Andrei Saharov szovjet fizikusok , Oleg Lavrentiev levél ihletésével . Az első munkanapon tokamakon tulajdonítottak munkája Natan Yavlinsky a T-1 1958-ban már bizonyított, hogy egy stabil plazma egyensúlyi igényel mágneses erővonalak , hogy a szél szerte a tórusz egy spirál . Az olyan eszközök, mint a z-pinch és a stellarator , megpróbálták ezt, de komoly instabilitást mutattak. A ma biztonsági tényezőként ismert fogalom kifejlesztése ( matematikai jelölésben q jelöléssel) irányította a tokamak fejlesztését; A reaktor elrendezésével úgy, hogy ez a kritikus q tényező mindig nagyobb legyen 1 -nél, a tokamak erősen elnyomta a korábbi terveket sújtó instabilitást.

A hatvanas évek közepére a tokamak tervek jelentősen javult teljesítményt mutattak. Az első eredményeket 1965 -ben hozták nyilvánosságra, de figyelmen kívül hagyták; Lyman Spitzer elengedte őket, miután észrevette a hőmérséklet -mérési rendszerük lehetséges problémáit. 1968 -ban tették közzé a második eredménycsomagot, amely ezúttal jóval a többi gép előtt teljesített. Amikor ezeket is szkeptikusan fogadták, a szovjetek felkérték az Egyesült Királyság küldöttségét, hogy végezzenek saját méréseket. Ezek megerősítették a szovjet eredményeket, és 1969 -es publikációjuk a tokamak építésének buktatóját eredményezte.

A hetvenes évek közepére több tucat tokamakot használtak szerte a világon. Az 1970 -es évek végére ezek a gépek elérték a gyakorlati fúzióhoz szükséges összes feltételt, bár nem egyszerre és egyetlen reaktorban sem. A kitörés céljával (a fúziós energia nyereségtényezője egyenlő az 1 -gyel ) a láthatáron egy új gépsorozatot terveztek, amely deutérium és trícium fúziós tüzelőanyagával fog működni . Ezeknek a gépeknek - nevezetesen a Joint European Torus (JET), a Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) - kifejezett célja az volt, hogy elérjék a megtérülést.

Ehelyett ezek a gépek új problémákat mutattak be, amelyek korlátozták teljesítményüket. Ezek megoldásához sokkal nagyobb és drágább gépre lenne szükség, amely bármely ország képességeit meghaladja. Miután Ronald Reagan és Mihail Gorbacsov 1985 novemberében megállapodtak, létrejött a Nemzetközi Termonukleáris Kísérleti Reaktor (ITER) erőfeszítése, amely továbbra is az elsődleges nemzetközi erőfeszítés a gyakorlati fúziós erő fejlesztésére. Számos kisebb mintát és olyan mellékágakat, mint a gömb alakú tokamak , továbbra is használnak a teljesítményparaméterek és egyéb problémák vizsgálatára. 2020 -tól a JET marad a fúziós teljesítmény rekordja, és 24 MW bemenő fűtőteljesítmény mellett eléri a 16 MW teljesítményt.

Etimológia

A szó tokamak egy átírásával az orosz szó токамак , betűszóval egyikével:

то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками
hogy roidal'naya ka mera s ma gnitnymi k atushkami
hogy roidal cha mber a ma gnetic c olajok;

vagy

то роидальная кам ера с ак сиальным магнитным полем
to roidal'naya kam era s ak sial'nym ​​magnitnym polem
hogy roidal cham ber ax axiális mágneses mezővel.

A kifejezést 1957-ben Igor Golovin , a Tudományos Akadémia Mérőberendezései Laboratóriumának, a mai Kurchatov Intézetnek alelnöke alkotta meg . Hasonló kifejezést, tokomagot is javasoltak egy ideig.

Történelem

Egy Szovjetunió bélyegzője, 1987: Tokamak termonukleáris rendszer

Első lépések

1934 -ben Mark Oliphant , Paul Harteck és Ernest Rutherford voltak az elsők, akik fúziót értek el a Földön, részecskegyorsítóval lőtték a deutériummagot a deutériumot vagy más atomokat tartalmazó fémfóliába. Ez lehetővé tette számukra, hogy megmérjék a különböző fúziós reakciók nukleáris keresztmetszetét , és megállapították, hogy a deutérium -deutérium reakció alacsonyabb energiával történt, mint más reakciók, és csúcspontja körülbelül 100 000  elektron volt (100 keV) volt.

A gyorsító alapú fúzió nem praktikus, mert a reakció keresztmetszete kicsi; a gázpedál részecskéinek nagy része szétszórja az üzemanyagot, nem olvad össze vele. Ezek a szóródások a részecskék energiáját vesztik olyan mértékben, hogy már nem tudnak fúzióba menni. Az ezekbe a részecskékbe fektetett energia tehát elvész, és könnyen bebizonyítható, hogy ez sokkal több energia, mint amennyi a keletkező fúziós reakciókból ki tud szabadulni.

A fúzió fenntartása és a nettó energiatermelés érdekében az üzemanyag nagy részét magas hőmérsékletre kell emelni, hogy atomjai folyamatosan ütközjenek nagy sebességgel; ez adja a termonukleáris elnevezést az előállításához szükséges magas hőmérséklet miatt. 1944-ben Enrico Fermi kiszámította, hogy a reakció körülbelül 50 000 000 K-nál önfenntartó lesz; ezen a hőmérsékleten a reakciók által leadott energia elég magas ahhoz, hogy elég gyorsan felmelegítsék a környező üzemanyagot, hogy fenntartsák a hőmérsékletet a környezeti veszteségek ellen, folytatva a reakciót.

A Manhattan -projekt során egy atombomba segítségével létrehozták az első gyakorlati módot ezen hőmérsékletek elérésére . 1944-ben Fermi előadást tartott a fúzió fizikájáról egy akkor hipotetikus hidrogénbomba keretében . Mindazonáltal, már gondoltak egy irányított fúziós berendezésre, és James L. Tuck és Stanislaw Ulam megpróbált ilyet formázott töltések segítségével meghajtani egy deutériummal átitatott fémfóliát, bár sikertelenül.

Az első kísérletek egy gyakorlati fúziós gép felépítésére az Egyesült Királyságban történtek , ahol George Paget Thomson 1945 -ben ígéretes technikának választotta a csípési effektust . Miután több sikertelen finanszírozási kísérletet tett, feladta, és megkérdezte két végzős hallgatót, Stan Unokatestvérek és Alan Ware, hogy radarberendezések többletéből berendezést építsenek . Ezt 1948 -ban sikeresen működtették, de nem mutattak egyértelmű bizonyítékot a fúzióra, és nem nyerte el az Atomenergia -kutató Intézet érdeklődését .

Lavrentjev levele

1950 -ben Oleg Lavrentjev , akkor Vörös Hadsereg őrmestere, akinek kevés dolga volt, Szahalinon állomásozott , levelet írt a Szovjetunió Kommunista Pártjának Központi Bizottságának . A levél felvázolta azt az elképzelést, hogy atombombát használnak a fúziós tüzelőanyag meggyújtására, majd ismerteti azt a rendszert, amely elektrosztatikus mezőket alkalmazva egy forró plazmát tartalmaz egy stabil állapotban az energiatermeléshez.

A levelet Andrei Szaharovnak küldték el véleményezésre. Szaharov megjegyezte, hogy "a szerző nagyon fontos és nem feltétlenül reménytelen problémát fogalmaz meg", és úgy találta, hogy legfőbb gondja az elrendezésben az volt, hogy a plazma ütközik az elektróda vezetékeihez, és hogy "széles hálószemek és egy vékony áramvezető rész, amely hogy szinte az összes beeső magot visszatükrözze a reaktorba. Ez a követelmény minden valószínűség szerint összeegyeztethetetlen az eszköz mechanikai szilárdságával. "

A Lavrentjev levél fontosságának némi jelzése látható a feldolgozás sebességében; a levelet július 29 -én kapta meg a Központi Bizottság, Szaharov augusztus 18 -án küldte el véleményét, októberre, Szaharov és Igor Tamm befejezték az első részletes tanulmányt a fúziós reaktorról, és januárban kérték a finanszírozást annak megépítéséhez 1951.

Mágneses elzárás

Fúziós hőmérsékletre hevítve az atomokban lévő elektronok szétválnak, ami magvakból és elektronokból álló folyadékot eredményez, amelyet plazmának neveznek . Az elektromosan semleges atomokkal ellentétben a plazma elektromos vezetőképességű, ezért elektromos vagy mágneses terek manipulálhatók.

Szaharov aggodalma az elektródákkal kapcsolatban arra késztette, hogy fontolja meg, hogy elektrosztatikus helyett mágneses elzárást alkalmaz. Mágneses mező esetén a részecskék az erővonalak körül fognak körözni . Mivel a részecskék nagy sebességgel mozognak, a kapott útvonalak spirálnak tűnnek. Ha valaki mágneses teret helyez el, így az erővonalak párhuzamosak és közel vannak egymáshoz, a szomszédos vonalak körül keringő részecskék összeütközhetnek és összeolvadhatnak.

Ilyen mező létrehozható mágnesszelepben , hengerben, mágnesekkel körbecsavarva. A mágnesek együttes mezei párhuzamos mágneses vonalakat alkotnak a henger hosszában. Ez az elrendezés megakadályozza a részecskék oldalirányú elmozdulását a henger falához, de nem akadályozza meg, hogy kifolyjanak a végükből. Ennek a problémának a nyilvánvaló megoldása az, hogy a hengert fánk alakúra vagy tóruszra hajlítjuk, hogy a vonalak folytonos gyűrűk sorozatát képezzék. Ebben az elrendezésben a részecskék végtelenül köröznek.

Szaharov megbeszélte a koncepciót Igor Tammmel , és 1950. október végére mindketten írtak egy javaslatot, és elküldték Igor Kurchatovnak , a Szovjetunión belüli atombomba -projekt igazgatójának és helyettesének, Igor Golovinnak . Ez az eredeti javaslat azonban figyelmen kívül hagyott egy alapvető problémát; ha egyenes mágnesszelep mentén vannak elrendezve, a külső mágnesek egyenletesen helyezkednek el, de tóruszba hajlítva közelebb vannak egymáshoz a gyűrű belsejében, mint kívül. Ez egyenetlen erőkhöz vezet, amelyek miatt a részecskék eltávolodnak mágneses vonalaiktól.

A Szovjetunió Tudományos Akadémia (LIPAN) Mérőműszerek Laboratóriumában , a szovjet nukleáris kutatóközpontban tett látogatásai során Szaharov két lehetséges megoldást javasolt erre a problémára. Az egyik az volt, hogy egy áramhordozó gyűrűt függesszen fel a tórusz közepén. A gyűrűben lévő áram mágneses teret hoz létre, amely összekeveredik a külső mágnesekkel. A kapott mezőt spirálba csavarják, így bármelyik részecske ismételten a tórusz külső, majd belső oldalán találja magát. Az egyenetlen mezők okozta sodródások belül és kívül ellentétes irányúak, így a tórusz hosszú tengelye körüli több pálya során az ellentétes sodródások megszűnnek. Alternatív megoldásként azt javasolta, hogy egy külső mágnes segítségével áramot indukáljanak a plazmában, külön fémgyűrű helyett, ami ugyanolyan hatást váltana ki.

1951 januárjában Kurchatov megbeszélést szervezett a LIPAN -ban, hogy megvitassák Szaharov elképzeléseit. Széles körű érdeklődésre és támogatásra találtak, és februárban jelentést küldtek a témáról Lavrentiy Berijának , aki felügyelte a Szovjetunió atomi erőfeszítéseit. Egy ideig semmi sem hallatszott vissza.

Richter és a fúziós kutatás születése

Ronald Richter (balra) és Juan Domingo Perón (jobbra). Richter állításai világszerte fúziós kutatásokat indítottak el.

1951. március 25 -én Juan Perón argentin elnök bejelentette, hogy egy korábbi német tudósnak, Ronald Richternek sikerült a mai Huemul -projekt részeként laboratóriumi méretű fúziót előállítania . A tudósokat világszerte izgatta a bejelentés, de hamarosan arra a következtetésre jutottak, hogy ez nem igaz; egyszerű számítások azt mutatták, hogy kísérleti elrendezése nem tudott elegendő energiát előállítani ahhoz, hogy a fúziós üzemanyagot a kívánt hőmérsékletre felmelegítse.

Bár a nukleáris kutatók elutasították, a széles körben elterjedt híradások azt jelentették, hogy a politikusok hirtelen tudatában voltak a fúziós kutatásoknak, és fogékonyak voltak rájuk. Az Egyesült Királyságban Thomson hirtelen jelentős támogatást kapott. Az elkövetkező hónapokban két, a csipet rendszerre épülő projekt indult és futott. Az Egyesült Államokban Lyman Spitzer elolvasta a Huemul történetét, rájött, hogy ez hamis, és nekilátott egy olyan gép megtervezésének, amely működni fog. Májusban 50 000 dollárt kapott, hogy elkezdje kutatni a csillagászati koncepcióját. Jim Tuck rövid időre visszatért az Egyesült Királyságba, és meglátta Thomson csipetgépét. Amikor visszatért Los Alamosba, 50 000 dollárt kapott közvetlenül a Los Alamos költségvetéséből.

Hasonló események történtek a Szovjetunióban. Április közepén Dmitri Efremov, az Elektrofizikai Berendezések Tudományos Kutatóintézetének munkatársa, Richter munkásságáról szóló magazinnal berontott Kurchatov dolgozószobájába, és követelte, hogy megtudják, miért verték meg őket az argentinok. Kurchatov azonnal kapcsolatba lépett Berijával azzal a javaslattal, hogy hozzanak létre egy külön fúziós kutatólaboratóriumot, amelynek igazgatója Lev Artsimovich lesz. Csak napokkal később, május 5 -én Joseph Sztálin írta alá a javaslatot .

Új ötletek

Piros plazma az EAST -ban

Októberig Szaharov és Tamm befejezték eredeti javaslatuk sokkal részletesebb mérlegelését, és egy olyan eszközt szorgalmaztak, amelynek nagy sugara (a tórusz egésze) 12 méter (39 láb) és kisebb sugarú (a belső tér) henger) 2 méter (6 láb 7 hüvelyk). A javaslat azt sugallta, hogy a rendszer napi 100 gramm (3,5 oz) tríciumot tud előállítani , vagy napi 10 kilogramm (22 font) U233 -at tenyészt.

Ahogy az ötletet továbbfejlesztették, rájöttek, hogy a plazmában lévő áram olyan mezőt hozhat létre, amely elég erős ahhoz, hogy a plazmát is behatárolja, így nincs szükség a külső mágnesekre. Ezen a ponton a szovjet kutatók újra feltalálták az Egyesült Királyságban kifejlesztett csipeszrendszert, bár egészen más kiindulópontból jutottak ehhez a kialakításhoz.

Miután felvetődött az ötlet, hogy a csípési hatást a bezártságra használják, sokkal egyszerűbb megoldás vált nyilvánvalóvá. A nagy toroid helyett az áramot egyszerűen lineáris csővé lehet indukálni, ami miatt a plazma belül szálakká eshet össze. Ennek óriási előnye volt; a plazmában lévő áram normál ellenállásos melegítéssel melegítené fel , de ez nem melegíti fel a plazmát fúziós hőmérsékletre. A plazma összeomlásával azonban az adiabatikus folyamat drámaian megemelkedhet, ami több mint elegendő az összeolvadáshoz. Ezzel a fejlesztéssel csak Golovin és Natan Yavlinsky vették figyelembe a statikusabb toroid elrendezést.

Instabilitás

1952. július 4 -én Nikolai Filippov csoportja mérte a neutronok felszabadulását egy lineáris csípőgépből. Lev Artsimovich követelte, hogy ellenőrizzenek mindent, mielőtt bekövetkezik a fúzió, és ezen ellenőrzések során megállapították, hogy a neutronok egyáltalán nem fúzióból származnak. Ugyanez a lineáris elrendezés az Egyesült Királyság és az Egyesült Államok kutatóinak is felmerült, és gépeik ugyanazt a viselkedést mutatták. De a nagy titoktartás a kutatástípus körül azt jelentette, hogy egyik csoport sem tudott arról, hogy mások is dolgoznak rajta, nemhogy azonos problémájuk van.

Sok tanulmány után kiderült, hogy a felszabaduló neutronok egy részét a plazma instabilitása okozta. Az instabilitásnak két gyakori típusa volt, a kolbász , amelyet elsősorban lineáris gépekben láttak, és a torzszárú gépekben leggyakrabban előforduló görbület. Mindhárom ország csoportjai elkezdték tanulmányozni ezen instabilitások kialakulását és a kezelésük lehetséges módjait. A munkához jelentős hozzájárulás volt Martin David Kruskal és Martin Schwarzschild az Egyesült Államokban, valamint Shafranov a Szovjetunióban.

Az egyik ötlet, amely ezekből a tanulmányokból származik, "stabilizált csípés" néven vált ismertté. Ez a koncepció további mágneseket adott hozzá a kamra külső részéhez, ami olyan mezőt hozott létre, amely jelen lesz a plazmában a csipet kisülés előtt. A legtöbb koncepcióban a külső mező viszonylag gyenge volt, és mivel egy plazma diamágneses , csak a plazma külső területein hatolt be. Amikor a csípés kisülés történt, és a plazma gyorsan összehúzódott, ez a mező "befagyott" a kapott izzószálba, erős mezőt hozva létre a külső rétegeiben. Az USA -ban ezt úgy hívták, hogy "a plazma gerincét adja".

Szaharov felülvizsgálta eredeti toroid fogalmait, és kissé eltérő következtetésre jutott a plazma stabilizálásáról. Az elrendezés megegyezne a stabilizált csípési koncepcióval, de a két mező szerepe megfordulna. A stabilizációt biztosító gyenge külső mezők és a zárásért felelős erős csípőáram helyett az új elrendezésben a külső mágnesek sokkal erősebbek lennének, hogy biztosítsák a bezártság többségét, míg az áram sokkal kisebb és felelős a stabilizálásért hatás.

Lépések a minősítés megszüntetése felé

Hruscsov (nagyjából középen, kopasz), Kurchatov (jobbra, szakállas) és Bulganin (jobbra, fehér hajú) 1956. április 26-án meglátogatta Harwellt. az újonnan megnyitott DIDO reaktorban tesztelt különféle anyagok makettjei .

1955 -ben, amikor a lineáris megközelítések továbbra is instabilak voltak, az első toroid szerkezetet a Szovjetunióban építették meg. A TMP klasszikus csípőgép volt, hasonlóan az Egyesült Királyságban és az Egyesült Államokban leírt modellekhez. A vákuumkamra kerámiából készült, és a kisülési spektrumok szilícium -dioxidot mutattak, ami azt jelenti, hogy a plazmát nem zárta tökéletesen a mágneses mező és a kamra falai. Két kisebb gép következett, rézhéjakat használva. A vezetőképes héjak célja a plazma stabilizálása volt, de nem voltak teljesen sikeresek egyetlen olyan gépben sem, amely kipróbálta.

A fejlődés nyilvánvalóan elakadt, 1955 -ben Kurchatov összehívta a Szovjetunió kutatóinak az Unió összes konferenciáját azzal a végső céllal, hogy megnyitja a fúziós kutatásokat a Szovjetunión belül. 1956 áprilisában Nikita Hruscsov és Nikolai Bulganin széles körben nyilvános látogatása keretében Kurchatov az Egyesült Királyságba utazott . Felajánlotta, hogy előadást tart az Atomenergia Kutatóintézetben, az egykori RAF Harwellben , ahol sokkolta a házigazdákat, bemutatva a szovjet fúziós erőfeszítések részletes történelmi áttekintését. Időbe tellett megjegyezni különösen a korai gépekben látható neutronokat, és figyelmeztetett, hogy a neutronok nem jelentenek fúziót.

Kurchatov ismeretlen, a brit ZETA stabilizált csipeszgépet az egykori kifutópálya túlsó végén építették. A ZETA eddig a legnagyobb és legerősebb fúziós gép volt. A korábbi konstrukciókon végzett kísérletekkel alátámasztva, amelyeket stabilizálásra is módosítottak, a ZETA alacsony fúziós reakciókat kívánt előidézni. Ez láthatóan nagy sikert aratott, és 1958 januárjában bejelentették, hogy a ZETA -ban a fúziót sikerült elérni a neutronok felszabadulása és a plazmahőmérséklet mérése alapján.

Vitalij Shafranov és Stanislav Braginskii megvizsgálták a híradásokat, és megpróbálták kitalálni, hogyan működik. Az egyik lehetőség, amelyet fontolóra vettek, a gyenge "befagyott" mezők használata volt, de ezt elutasították, mert úgy gondolták, hogy a mezők nem tartanak elég sokáig. Ekkor arra a következtetésre jutottak, hogy a ZETA lényegében azonos az általuk vizsgált eszközökkel, erős külső terekkel.

Az első tokamakok

Ekkorra a szovjet kutatók úgy döntöttek, hogy egy nagyobb toroid gépet építenek a Szaharov által javasolt vonalak mentén. A tervezésük különösen a Kruskal és Shafranov műveiben fellelhető fontos pontot vette figyelembe; ha a részecskék spirális útvonala gyorsabban kering a plazma kerülete körül, mint a tórusz hosszú tengelye, akkor a törés instabilitása erősen elnyomódik.

Ma ezt az alapkoncepciót biztonsági tényezőnek nevezik . A részecske hányszor kering a főtengely és a melléktengely közötti hányadosát q-val jelöltük , és a Kruskal-Shafranov határ azt állította, hogy a törés elnyomódik , amíg q > 1. Ezt az utat a relatív erősségek szabályozzák a külső mágnesekhez képest a belső áram által létrehozott mezőhöz képest. Ahhoz, hogy q > 1 legyen, a külső mágneseknek sokkal erősebbnek kell lenniük, vagy pedig a belső áramot csökkenteni kell.

Ezt a kritériumot követve megkezdődött a tervezés egy új reaktoron, a T-1-en, amelyet ma az első igazi tokamaknak neveznek. A T-1 erősebb külső mágnest és csökkentett áramot használt a ZETA-hoz hasonló stabilizált csipetgépekhez képest. A T-1 sikere az első működő tokamakként való elismerését eredményezte. Yavlinskii 1958 -ban elnyerte a Lenin -díjat és a Sztálin -díjat , "Erős impulzus -kibocsátások a gázban, hogy szokatlanul magas hőmérsékletet érjen el a termonukleáris folyamatokhoz" . mint a T-3. A látszólag sikeres ZETA bejelentéssel Yavlinskii koncepcióját nagyon kedvezően értékelték.

A ZETA részletei a Nature későbbi januári cikksorozatában kerültek nyilvánosságra . Shafranov meglepetésére a rendszer valóban a "fagyasztva" mezőt alkalmazta. Ő szkeptikus maradt, de a csapat a Ioffe Institute in szentpétervári kezdett tervezi egy hasonló gép úgynevezett Alpha. Csak néhány hónappal később, májusban a ZETA csapata közleményt adott ki, amelyben kijelentette, hogy nem értek el fúziót, és a plazmahőmérséklet téves mérésével félrevezették őket.

A T-1 1958 végén kezdte meg működését. A sugárzás miatt igen nagy energiaveszteséget mutatott. Ez a plazmában található szennyeződésekre vezethető vissza a vákuumrendszer miatt, ami a tartály anyagaiból kiáramlást okoz. A probléma megoldásának feltárása érdekében egy másik kis eszközt, a T-2-t készítettek. Ez egy hullámos fémből készült belső bélést használt, amelyet 550 ° C -on (1022 ° F) sütöttek a befogott gázok főzésére.

Atomok a békéért és a rosszkedv

Az 1958 szeptemberében Genfben rendezett második Atoms for Peace találkozó keretében a szovjet delegáció számos dokumentumot tett közzé fúziós kutatásaikról. Köztük volt a kezdeti eredmények sorozata a toroidális gépeiken, amelyek ekkor még semmit sem mutattak.

A műsor "sztárja" Spitzer csillagszórójának nagy modellje volt, amely azonnal felkeltette a szovjetek figyelmét. Tervezésükkel ellentétben a sztellarátor előállította a szükséges csavart utakat a plazmában anélkül, hogy áramot vezetett volna át rajta, egy sor mágnest használva, amelyek az indukciós rendszer impulzusai helyett inkább állandó állapotban tudnak működni. Kurchatov elkezdte kérni Yavlinskii-t, hogy változtassák meg a T-3-as modelljüket sztellátorrá, de meggyőzték, hogy az áram hasznos második szerepet tölt be a fűtésben, ami hiányzik a csillagásznak.

A műsor idején a sztellátor hosszú sor kisebb problémát szenvedett, amelyeket éppen megoldottak. Ezek megoldása során kiderült, hogy a plazma diffúziós sebessége sokkal gyorsabb volt, mint az elmélet előre jelezte. Hasonló problémákat tapasztaltak minden kortárs tervezésben, valamilyen okból. A csillagképző, a különböző csípési koncepciók és a mágneses tükörgépek mind az Egyesült Államokban, mind a Szovjetunióban mind olyan problémákat mutattak, amelyek korlátozták a bezártság idejét.

A kontrollált fúzió első vizsgálatai alapján probléma húzódott meg a háttérben. A manhattani projekt során David Bohm tagja volt az urán izotóp elválasztásán dolgozó csapatnak . A háború utáni korszakban mágneses mezőkben folytatta a plazmával való munkát. Az alapvető elméletet használva azt várnánk, hogy a plazma az erővonalakon diffundáljon olyan sebességgel, amely fordítottan arányos a tér erősségének négyzetével, ami azt jelenti, hogy a kis erőnövekedés nagymértékben javítja a bezártságot. De kísérleteik alapján Bohm kifejlesztett egy empirikus képletet, amelyet Bohm -diffúziónak neveznek, és amely azt sugallta, hogy a sebesség lineáris a mágneses erővel, nem pedig a négyzetével.

Ha Bohm képlete helyes volt, nem volt remény arra, hogy mágneses elzáródáson alapuló fúziós reaktor épüljön. Ahhoz, hogy a plazmát a fúzióhoz szükséges hőmérsékletekre korlátozzák, a mágneses mezőnek nagyságrendekkel nagyobbnak kell lennie, mint bármely ismert mágnes. Spitzer a Bohm és a klasszikus diffúziós sebesség közötti különbséget a plazma turbulenciájának tulajdonította, és úgy vélte, hogy a stellarator egyenletes mezői nem szenvednek ettől a problémától. Különböző kísérletek akkoriban azt sugallták, hogy a Bohm -arány nem alkalmazható, és a klasszikus képlet helyes.

De a hatvanas évek elejére, amikor a különféle tervek elképesztő sebességgel szivárogtak a plazmából, maga Spitzer arra a következtetésre jutott, hogy a Bohm -skála a plazmák velejárója, és a mágneses bezárás nem működik. Az egész mező leereszkedett az úgynevezett "lehangoltság" -ba, az intenzív pesszimizmus időszakába.

Előrelépés az 1960 -as években

A többi tervvel ellentétben a kísérleti tokamakok jól haladtak, olyan jól, hogy egy kisebb elméleti probléma most már valóban aggodalomra ad okot. A gravitáció jelenlétében egy kis nyomásgradiens van a plazmában, korábban elég kicsi ahhoz, hogy figyelmen kívül hagyja, de most olyan dologgá válik, amellyel foglalkozni kell. Ez 1962 -ben újabb mágneskészlet hozzáadását eredményezte, amely függőleges mezőt hozott létre, amely ellensúlyozta ezeket a hatásokat. Ezek sikeresek voltak, és a hatvanas évek közepére a gépek jeleit kezdték mutatni annak, hogy meghaladják a Bohm-határt .

Az 1965 -ös második Nemzetközi Atomenergia -ügynökség fúziós konferenciáján az Egyesült Királyság újonnan megnyílt Culham Fúziós Energia Központjában Artsimovich arról számolt be, hogy rendszereik tizedszer túllépték a Bohm -határt. Spitzer az előadásokat áttekintve azt javasolta, hogy a Bohm -korlát továbbra is érvényes lehet; az eredmények a csillagászokon tapasztalt kísérleti hibák tartományán belül voltak, és a mágneses mezőkön alapuló hőmérsékletmérések egyszerűen nem voltak megbízhatóak.

A következő nagy nemzetközi fúziós találkozót 1968 augusztusában tartották Novoszibirszkben . Ekkor már két további tokamak tervezés készült el, a TM-2 1965-ben és a T-4 1968-ban. A T-3 eredményei tovább javultak, és hasonló eredmények születtek az új reaktorok korai teszteléséből. A találkozón a szovjet delegáció bejelentette, hogy a T-3 1000 eV (10 millió Celsius-foknak megfelelő) elektronhőmérsékletet állít elő, és a fogvatartási idő legalább a Bohm-határ 50-szerese.

Ezek az eredmények legalább 10 -szer nagyobbak voltak, mint bármely más gépé. Ha helyesek, óriási ugrást jelentettek a fúziós közösség számára. Spitzer szkeptikus maradt, megjegyezve, hogy a hőmérséklet mérése továbbra is a plazma mágneses tulajdonságaiból származó közvetett számításokon alapult. Sokan arra a következtetésre jutottak, hogy egy elszabadult elektronnak nevezett hatás miatt történtek , és hogy a szovjetek csak azokat a rendkívül energikus elektronokat mérték, és nem az ömlesztett hőmérsékletet. A szovjetek több érvvel is ellenkeztek, amelyek azt sugallták, hogy a hőmérsékletet Maxwell -féle módon értékelték , és a vita heves volt.

Culham Five

A ZETA nyomán az Egyesült Királyság csapatai új plazma diagnosztikai eszközök kifejlesztését kezdték meg a pontosabb mérések érdekében. Ezek közé tartozott a lézer használata az ömlesztett elektronok hőmérsékletének közvetlen mérésére Thomson -szórás segítségével . Ez a technika jól ismert és tisztelt volt a fúziós közösségben; Artsimovich nyilvánosan „zseniálisnak” nevezte. Artsimovich meghívta Bas Pease -t , a Culham vezetőjét, hogy használják eszközeiket a szovjet reaktorokban. A hidegháború csúcspontján, Artsimovich részéről még mindig jelentős politikai manővernek tekintik, a brit fizikusok megengedték, hogy látogassanak el a Kurchatov Intézetbe, a szovjet atombomba -erőfeszítés középpontjába.

A brit csapat, becenevén "The Culham Five", 1968 végén érkezett. Hosszas telepítési és kalibrálási folyamat után a csapat számos kísérleti fázis alatt mérte a hőmérsékletet. Az első eredmények 1969 augusztusáig álltak rendelkezésre; a szovjetek helyesek voltak, eredményeik pontosak. A csapat hazatelefonálta az eredményeket Culhamnek, aki ezt követően bizalmas telefonhívással továbbította Washingtonba. A végső eredményeket 1969 novemberében tették közzé a Nature -ben. A bejelentés eredményeit a tokamak -építés "valóságos buktatójaként" írták le világszerte.

Egy súlyos probléma maradt. Mivel a plazmában az elektromos áram sokkal alacsonyabb volt, és sokkal kisebb kompressziót eredményezett, mint a csipetgép, ez azt jelentette, hogy a plazma hőmérséklete az áram ellenállásos fűtési sebességére korlátozódott. Az 1950 -ben először javasolt Spitzer -ellenállás azt állította, hogy a plazma elektromos ellenállása a hőmérséklet emelkedésével csökken, vagyis a plazma hevítési sebessége lelassul, amikor az eszközök javulnak és a hőmérsékletet magasabbra nyomják. A számítások azt mutatták, hogy az ebből eredő maximális hőmérséklet q > 1 -en belül az alacsony millió fokra korlátozódik. Artsimovich gyorsan rámutatott erre Novoszibirszkben, és kijelentette, hogy a jövőbeli fejlődés új fűtési módszerek kifejlesztését igényli.

Amerikai zűrzavar

Az 1968 -as novoszibirszki találkozó egyik résztvevője Amasa Stone Bishop volt , az amerikai fúziós program egyik vezetője. Azon kevés eszközök egyike, amelyek egyértelmű bizonyítékokat mutattak a Bohm -határ átlépésére akkor, a többpólusú koncepció volt. Mind Lawrence Livermore, mind a Princeton Plazmafizikai Laboratórium (PPPL), a Spitzer csillagszórójának otthona, variációkat építettek a többpólusú kialakításra. Bár önmagukban mérsékelten sikeresek, a T-3 nagyban felülmúlta bármelyik gépet. Bishop aggódott amiatt, hogy a többpólusok feleslegesek, és úgy gondolta, hogy az USA -nak saját tokamakot kell fontolnia.

Amikor 1968 decemberi ülésén felvetette a kérdést, a laboratóriumok igazgatói nem voltak hajlandók figyelembe venni. A princetoni Melvin B. Gottlieb elkeseredett volt, és megkérdezte: "Gondolja, hogy ez a bizottság túl tudja gondolni a tudósokat?" Mivel a nagy laboratóriumok azt követelték, hogy saját kutatásukat irányítsák, az egyik laboratórium kimaradt. Oak Ridge eredetileg a fúziós mezőbe lépett a reaktor -üzemanyag -ellátó rendszerekkel kapcsolatos tanulmányokkal, de saját tükörprogramba vált. A hatvanas évek közepére a DCX-terveik kifogytak az ötletekből, és nem kínáltak semmit, amit a rangosabb és politikailag erősebb Livermore hasonló programja nem nyújtott. Ez nagyon fogékonnyá tette őket az új fogalmak iránt.

Jelentős belső vita után Herman Postma 1969 elején egy kis csoportot alapított a tokamak megfontolására. Új dizájnnal rukkoltak elő , amelyet később Ormaknak kereszteltek , és amely számos újdonságot tartalmazott. Közülük elsődleges az volt, hogy a külső mezőt egyetlen nagy rézblokkban hozták létre, amelyet a tórusz alatti nagy transzformátor táplált . Ez ellentétben állt a hagyományos kialakításokkal, amelyek külső mágnestekercseket használtak. Úgy érezték, hogy az egyetlen blokk sokkal egyenletesebb mezőt eredményez. Ennek az az előnye is lenne, hogy lehetővé tenné a tórusz kisebb fő sugarát, és nincs szükség kábelek vezetésére a fánk lyukán, ami alacsonyabb oldalarányhoz vezet , amit a szovjetek már javasoltak, hogy jobb eredményeket hoznak.

Tokamak verseny az Egyesült Államokban

1969 elején Artsimovich meglátogatta az MIT -et , ahol a fúzió iránt érdeklődők üldözték. Végül beleegyezett abba, hogy áprilisban több előadást tart, majd hosszas kérdés-feleletet engedélyezett. Ahogy ezek folytatódtak, maga az MIT is egyre jobban érdeklődött a tokamak iránt, mivel korábban különböző okokból kimaradt a fúziós mezőből. Bruno Coppi ekkor az MIT-nél dolgozott, és ugyanazokat a koncepciókat követve, mint a Postma csapata, kidolgozta saját alacsony képarányú koncepcióját, az Alcator-t . Az Ormak toroid transzformátora helyett az Alcator hagyományos gyűrű alakú mágneseket használt, de megkövetelte, hogy sokkal kisebbek legyenek, mint a meglévő tervek. Az MIT Francis Bitter Magnet Laboratory a világelső a mágnestervezésben, és biztosak voltak abban, hogy meg tudják építeni őket.

1969 folyamán két további csoport lépett pályára. Abban Általános atomfegyvert , Tihiro Ohkawa volna fejlődő többpólusú reaktorok és benyújtott egy koncepció alapján ezeket az elképzeléseket. Ez egy tokamak volt, amelynek nem kör alakú plazma keresztmetszete volt; ugyanaz a matematika, amely azt javasolta, hogy az alacsonyabb képarány javítja a teljesítményt, azt is sugallta, hogy a C vagy D alakú plazma ugyanezt teszi. Hívta az új design páros . Eközben az Austin -i Texas Egyetem egyik csoportja egy viszonylag egyszerű tokamakot javasolt a plazma felmelegedésének szándékosan előidézett turbulencia, a Texas Turbulent Tokamak felkutatására .

Amikor az Atomenergia -bizottságok Fúziós Irányító Bizottságának tagjai 1969 júniusában ismét összeültek, "tokamak -javaslatok jöttek ki a fülünkből". Az egyetlen nagy laboratórium, amely toroid alakzaton dolgozott, és nem javasolt tokamakot, Princeton volt, aki nem volt hajlandó mérlegelni, annak ellenére, hogy a C modell sztellarátoruk szinte tökéletes az ilyen átalakításhoz. Továbbra is felsorolták azokat az okokat, amelyek miatt a C modellt nem szabad átalakítani. Amikor ezeket megkérdőjelezték, dühös vita tört ki arról, hogy a szovjet eredmények megbízhatóak -e.

Látva a vitát, Gottliebnek megváltozott a szíve. Nem volt értelme továbblépni a tokamakkal, ha a szovjet elektronhőmérséklet -mérések nem voltak pontosak, ezért tervet készített, hogy vagy bizonyítsa, vagy cáfolja az eredményeiket. Miközben az ebédszünetben úszott a medencében, elmondta Harold Furthnek tervét, mire Furth így válaszolt: "Nos, talán igazad van." Ebéd után a különböző csapatok bemutatták terveiket, ekkor Gottlieb bemutatta a C modellre épülő "stellarator-tokamak" ötletét.

Az Állandó Bizottság megjegyezte, hogy ez a rendszer hat hónap alatt elkészülhet, míg Ormak egy évet vesz igénybe. Csak rövid idő múlva hozták nyilvánosságra a Culham Five bizalmas eredményeit. Amikor októberben újra találkoztak, az Állandó Bizottság finanszírozást bocsátott ki ezekre a javaslatokra. A C modell új, hamarosan Symmetrical Tokamak névre keresztelt konfigurációja egyszerűen a szovjet eredmények ellenőrzését célozta, míg a többiek a T-3-nál jóval túllépő módokat keresnék.

Fűtés: az Egyesült Államok vezet

A Princeton Large Torus felülnézete 1975 -ben. A PLT számos rekordot állított fel és bebizonyította, hogy a fúzióhoz szükséges hőmérséklet lehetséges.

A szimmetrikus tokamakon végzett kísérletek 1970 májusában kezdődtek, és a következő év elejére megerősítették a szovjet eredményeket, majd felülmúlták azokat. A sztellátort elhagyták, és a PPPL jelentős szakértelmét a plazma melegítésének problémájára fordította. Két fogalom látszott ígéretesnek. A PPPL javasolta a mágneses kompresszió alkalmazását, egy csípésszerű technikát a meleg plazma összenyomására, hogy megemelje annak hőmérsékletét, de biztosítja, hogy ezt a tömörítést mágneseken keresztül, nem pedig árammal végezzük. Oak Ridge semleges sugárbefecskendezést javasolt , kis részecskegyorsítókat, amelyek tüzelőanyag -atomokat lövellnek át a környező mágneses mezőn, ahol ütköznek a plazmával és felmelegítik.

A PPPL adiabatikus toroid kompresszora (ATC) 1972 májusában kezdte meg működését, röviddel ezután egy semleges sugárral felszerelt Ormak. Mindketten jelentős problémákat mutattak, de a PPPL átugrott az Oak Ridge -en azáltal, hogy sugárbefecskendezőket illesztett az ATC -hez, és egyértelmű bizonyítékot szolgáltatott a sikeres fűtésről 1973 -ban. Ez a siker „felkapta” Oak Ridge -t, aki a washingtoni irányítóbizottság kegyeiből esett.

Ekkor már épült egy sokkal nagyobb, sugárfűtésen alapuló konstrukció, a Princeton Large Torus , vagy a PLT. A PLT -t kifejezetten arra tervezték, hogy "egyértelmű jelzést adjon arról, hogy a tokamak koncepció és a kiegészítő fűtés alapja lehet -e egy jövőbeli fúziós reaktornak". A PLT hatalmas sikert aratott, és folyamatosan emelte belső hőmérsékletét, amíg 1978-ban elérte a 60 millió Celsius-fokot (8000 eV, nyolcszorosa a T-3 rekordjának). Ez kulcsfontosságú a tokamak fejlődésében; A fúziós reakciók önfenntartóvá válnak 50 és 100 millió Celsius fok közötti hőmérsékleten, a PLT bizonyította, hogy ez technikailag megvalósítható.

Ezek a kísérletek, különösen a PLT, messzire vezetik az USA -t a tokamak kutatásban. Ez nagyrészt a költségvetésnek köszönhető; egy tokamak körülbelül 500 000 dollárba került, és az amerikai éves fúziós költségvetés ekkor 25 millió dollár körül mozgott. Megengedhették maguknak, hogy felfedezzék az ígéretes fűtési módszereket, és végül a semleges gerendákat fedezték fel a leghatékonyabbak közé.

Ebben az időszakban Robert Hirsch vette át az USA Atomenergia Bizottságának fúziós fejlesztési igazgatóságát . Hirsch úgy érezte, hogy a program nem tartható fenn a jelenlegi finanszírozási szintjén kézzelfogható eredmények bemutatása nélkül. Elkezdte újraformálni az egész programot. Ami korábban laboratórium által vezetett, többnyire tudományos kutatási erőfeszítés volt, az most Washington által vezetett erőfeszítés volt egy működő energiatermelő reaktor felépítésére. Ennek lendületet adott az 1973 -as olajválság , amely az alternatív energiarendszerek nagymértékű kutatásához vezetett .

1980 -as évek: nagy remény, nagy csalódás

A Joint European Torus (JET), a legnagyobb jelenleg működő tokamak, amely 1983 óta működik

Az 1970-es évek végére a tokamakok elérték a gyakorlati fúziós reaktorhoz szükséges összes feltételt; 1978-ban a PLT bebizonyította a gyújtási hőmérsékletet, a következő évben a szovjet T-7 először használta fel szupravezető mágneseit, a Doublet sikeresnek bizonyult, és szinte minden jövőbeni terv ezt az "alakú plazma" megközelítést alkalmazta. Úgy tűnt, az energiatermelő reaktor építéséhez csak az szükséges, hogy ezeket a tervezési koncepciókat egyetlen gépbe helyezzük, olyan gépbe, amely képes üzemanyag-keverékében a radioaktív tríciummal működni .

A verseny folytatódott. Az 1970-es években világszerte négy jelentős második generációs javaslatot finanszíroztak. A Szovjetunió folytatta fejlesztési irányvonalát a T-15-tel, miközben páneurópai erőfeszítés volt a Közös Európai Tórusz (JET) fejlesztése, Japán pedig megkezdte a JT-60 erőfeszítést (eredetileg "Breakeven Plasma Test Facility" néven). Az Egyesült Államokban Hirsch elkezdett terveket kidolgozni egy hasonló kivitelre, kihagyva egy újabb lépcsőzetes tervre vonatkozó javaslatokat, közvetlenül a tríciumot égetőre. Ez a Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) néven jelent meg, közvetlenül Washingtonból fut, és nem kapcsolódik egyetlen laboratóriumhoz sem. Eredetileg Oak Ridge -et részesítette házigazdaként, Hirsch áthelyezte a PPPL -be, miután mások meggyőzték őt, hogy a legkeményebben fognak dolgozni rajta, mert nekik van a legtöbb vesztenivalójuk.

Az izgalom annyira elterjedt volt, hogy ekkor kezdődött több kereskedelmi tokamakok előállítására irányuló kereskedelmi vállalkozás. Ezek közül a legismertebb, 1978 -ban Bob Guccione , a Penthouse Magazine kiadója találkozott Robert Bussarddal, és a világ legnagyobb és legelkötelezettebb magánbefektetője lett a fúziós technológiában, végül 20 millió dollárt saját pénzéből a Bussard Compact Tokamakba. A Riggs Bank finanszírozása vezetett ahhoz, hogy ezt az erőfeszítést Riggatron néven ismerik .

A TFTR megnyerte az építési versenyt, és 1982-ben kezdte meg működését, majd rövidesen a JET 1983-ban és a JT-60 követte 1985-ben. A JET gyorsan átvette a vezető szerepet a kritikus kísérletekben, a tesztgázokról a deutériumra és az egyre erősebb "lövésekre". De hamar kiderült, hogy egyik új rendszer sem működik a várt módon. Egy sor új instabilitás jelent meg, valamint számos gyakorlati probléma, amelyek továbbra is akadályozták teljesítményüket. Ezen felül a plazma veszélyes "kirándulása" a reaktor falaival ütközött mind a TFTR, mind a JET esetében. Még akkor is, ha tökéletesen működik, a plazma elzárása fúziós hőmérsékleten, az úgynevezett " fúziós hármas termék " továbbra is messze elmaradt attól, ami a praktikus reaktor kialakításához szükséges lenne.

A nyolcvanas évek közepén sok probléma oka kiderült, és különféle megoldásokat kínáltak. Ezek azonban jelentősen megnövelnék a gépek méretét és összetettségét. Az ezeket a módosításokat magában foglaló tervezés óriási és drágább lenne, mint a JET vagy a TFTR. A pesszimizmus új korszaka ereszkedett le a fúziós mezőre.

ITER

Fő cikk: ITER
A világ legnagyobb tokamakja , a Nemzetközi Termonukleáris Kísérleti Reaktor (ITER) kivágott diagramja , amelyet 2013 -ban kezdtek el építeni, és várhatóan 2035 -ben kezdi meg teljes működését. Ez demonstrációként szolgál arra, hogy lehetséges egy praktikus fúziós reaktor , amely 500 megawatt teljesítmény. Kék emberi alak alul mutatja a skálát.

Ugyanakkor ezek a kísérletek problémákat mutattak fel, az USA hatalmas finanszírozásának lendülete nagyrészt eltűnt; 1986 -ban Ronald Reagan kijelentette, hogy az 1970 -es évek energiaválsága véget ért, és a fejlett energiaforrások finanszírozását a nyolcvanas évek elején csökkentették.

1973 júniusa óta folyik néhány gondolat a nemzetközi reaktor tervezéséről INTOR néven, az INternational TOkamak Reactor számára. Ez eredetileg Richard Nixon és Leonid Brezsnyev megállapodása révén indult , de lassan haladt az első igazi találkozó óta, 1978. november 23 -án.

Az 1985 novemberi genfi ​​csúcstalálkozón Reagan felvetette a kérdést Mihail Gorbacsovval, és javaslatot tett a szervezet reformjára. "... a két vezető hangsúlyozta annak a munkának a potenciális fontosságát, amely az irányított termonukleáris békét békés célokra kívánja felhasználni, és ezzel kapcsolatban a nemzetközi együttműködés legszélesebb körben megvalósítható fejlesztését szorgalmazták ezen, lényegében kimeríthetetlen energiaforrás megszerzése érdekében. előny az egész emberiség számára. "

A következő évben megállapodást írtak alá az USA, a Szovjetunió, az Európai Unió és Japán között, létrehozva a Nemzetközi Termonukleáris Kísérleti Reaktor szervezetet.

A tervezési munka 1988 -ban kezdődött, és azóta az ITER reaktor az elsődleges tokamak tervezési erőfeszítés világszerte.

Tervezés

Mágneses mezők tokamakban
Tokamak mágneses mező és áram. Megjelenik a toroidális mező és az azt előállító tekercsek (kék), a plazmaáram (piros) és az általa létrehozott poloidális mező, valamint az ezekből származó csavart mező, amikor ezeket átfedik.

Alapvető probléma

A fúziós plazmában lévő pozitív töltésű ionok és negatív töltésű elektronok nagyon magas hőmérsékleten vannak, és ennek megfelelően nagy a sebességük. A fúziós folyamat fenntartása érdekében a forró plazmából származó részecskéket a középső tartományba kell zárni, különben a plazma gyorsan lehűl. A mágneses elzáró fúziós eszközök kihasználják azt a tényt, hogy a mágneses mezőben lévő töltött részecskék Lorentz -erőt tapasztalnak, és spirális utakat követnek a mezővonalak mentén.

A legegyszerűbb mágneszáró rendszer egy mágnesszelep . A mágnesszelepben lévő plazma a középpontja mentén futó mezővonalak körül spirálisan fog meggátolni, megakadályozva az oldalak felé történő mozgást. Ez azonban nem akadályozza a végek felé történő mozgást. A kézenfekvő megoldás az, hogy a mágnesszelepet kör alakúra hajlítjuk, tóruszt képezve. Bebizonyosodott azonban, hogy az ilyen elrendezés nem egységes; tisztán geometriai okokból a tórusz külső szélén lévő mező alacsonyabb, mint a belső szélén. Ez az aszimmetria az elektronok és az ionok sodródását okozza a mezőn , és végül a tórusz falait érinti.

A megoldás az, hogy úgy formázzuk a vonalakat, hogy ne egyszerűen a tórusz körül futjanak, hanem csavarodjanak körbe, mint a csíkok a borbélyoszlopon vagy a cukorkán . Egy ilyen mezőben minden egyes részecske a külső szélén találja magát, ahol egyfelé sodródik, mondjuk felfelé, majd ahogy követi a mágneses vonalat a tórus körül, a belső szélén találja magát, ahol sodrja a másikat út. Ez a törlés nem tökéletes, de a számítások szerint elegendő volt ahhoz, hogy az üzemanyag hasznos ideig maradjon a reaktorban.

Tokamak megoldás

A szükséges fordulattal rendelkező kialakítás két első megoldása a csillagász volt, amely ezt mechanikus elrendezéssel, a teljes tórusz elcsavarásával, és a z-csípős kivitel, amely elektromos áramot vezetett át a plazmán, hogy létrehozzon egy második mágneses mezőt ugyanaz a vége. Mindkettő javított zárási időt mutatott egy egyszerű tóruszhoz képest, de mindkettő számos olyan hatást is mutatott, amelyek miatt a plazma elveszett a reaktorokból olyan ütemben, amely nem volt fenntartható.

A tokamak fizikai elrendezésében lényegében megegyezik a z-pinch koncepcióval. Legfőbb újítása az a felismerés volt, hogy az instabilitás, amely miatt a csípő elvesztette a plazmát, ellenőrizhető. A kérdés az volt, hogy mennyire „kanyargósak” a mezők; Azok a mezők, amelyek miatt a részecskék egy -egy pályán belül többször és többször is áthaladtak a hosszú tengelyű tórusz körül, sokkal stabilabbak voltak, mint a kevésbé csavarodó eszközök. Ez a fordulatok és pályák aránya biztonsági tényezőként vált ismertté , amelyet q -val jelölünk . A korábbi eszközök q -on körülbelül 1 ⁄ 3 -on működtek , míg a tokamak q >> 1 -nél . Ez nagyságrendekkel növeli a stabilitást.

Ha a problémát még alaposabban megvizsgáljuk, felmerül a mágneses tér függőleges (a forgástengellyel párhuzamos) összetevőjének szükségessége. A toroidális plazmaáram Lorentz -ereje a függőleges mezőben biztosítja azt a befelé irányuló erőt, amely a plazmatóruszt egyensúlyban tartja.

Más problémák

Míg a tokamak a plazma stabilitásának kérdésével foglalkozik, a plazmák számos dinamikus instabilitásnak vannak kitéve. Ezek közül az egyiket, a törés instabilitását erősen elnyomja a tokamak elrendezés, a tokamakok magas biztonsági tényezőinek mellékhatása. A törések hiánya lehetővé tette, hogy a tokamak sokkal magasabb hőmérsékleten működjön, mint a korábbi gépek, és ez számos új jelenség megjelenését tette lehetővé.

Ezek egyike, a banánpályák , a tokamak részecske energiájának széles skálája okozzák - az üzemanyag nagy része forró, de bizonyos százaléka sokkal hűvösebb. A tokamak mezőinek nagy csavarodása miatt az erővonalaikat követő részecskék gyorsan a belső él, majd a külső felé haladnak. Ahogy befelé haladnak, növekvő mágneses mezőknek vannak kitéve a mező koncentrálásának kisebb sugara miatt. Az üzemanyagban lévő alacsony energiájú részecskék visszaverődnek erről a növekvő mezőről, és elkezdenek visszafelé haladni az üzemanyagon keresztül, ütköznek a magasabb energiájú magokkal és szétszórják őket a plazmából. Ez a folyamat az üzemanyag elvesztését okozza a reaktorból, bár ez a folyamat elég lassú ahhoz, hogy egy praktikus reaktor még mindig elérhető távolságban legyen.

Breakeven, Q és gyújtás

Minden vezérelt fúziós eszköz egyik első célja, hogy elérje a tőkét , azt a pontot, amikor a fúziós reakciók által felszabaduló energia megegyezik a reakció fenntartásához felhasznált energiával. A kimenet és a bemenő energia arányát Q jelöli , és az áttörés Q 1 -nek felel meg . Egynél több Q szükséges a reaktor nettó energiájának előállításához, de gyakorlati okokból kívánatos, hogy sokkal magasabb legyen .

A kitörés elérése után a bezártság további javulása általában gyorsan növekvő Q -hoz vezet . Ennek oka az, hogy a leggyakoribb fúziós üzemanyag fúziós reakciói által kibocsátott energia egy része, a deutérium és a trícium 50-50 arányú keveréke , alfa-részecskék formájában van . Ezek ütközhetnek a plazmában lévő tüzelőanyag -magokkal, és felmelegíthetik azt, csökkentve a szükséges külső hőmennyiséget. Valamikor, gyújtás néven ismert , ez a belső önmelegítés elegendő ahhoz, hogy a reakció mindenféle külső hevítés nélkül tovább menjen, ami végtelen Q-nak felel meg .

A tokamak esetében ez az önmelegedési folyamat maximalizálódik, ha az alfa-részecskék elég hosszú ideig maradnak az üzemanyagban, hogy garantálják az ütközést az üzemanyaggal. Mivel az alfák elektromos töltésűek, ugyanazoknak a mezőknek vannak kitéve, amelyek korlátozzák az üzemanyag -plazmát. Az üzemanyagban eltöltött idő maximalizálható, ha biztosítják, hogy pályájuk a plazmán belül maradjon. Kimutatható, hogy ez akkor fordul elő, ha a plazma elektromos áram körülbelül 3 MA.

Fejlett tokamakok

A hetvenes évek elején a Princetonban végzett tanulmányok a nagy teljesítményű szupravezető mágnesek jövőbeli tokamak-tervezésben történő alkalmazásáról vizsgálták a mágnesek elrendezését. Észrevették, hogy a fő toroid tekercsek elrendezése azt jelenti, hogy lényegesen nagyobb feszültség van a görbület belsejében lévő mágnesek között, ahol közelebb vannak egymáshoz. Ezt figyelembe véve megjegyezték, hogy a mágneseken belüli feszítőerők kiegyenlítődnek, ha D alakúak, nem pedig O.

Nem ez volt az első alkalom, hogy ezt a fajta megállapodást fontolóra vették, bár teljesen más okok miatt. A biztonsági tényező a gép tengelye szerint változik; tisztán geometriai okokból mindig kisebb a plazma belső szélén, a legközelebb a gép középpontjához, mert a hosszú tengely ott rövidebb. Ez azt jelenti, hogy egy átlagos q = 2 gép bizonyos területeken még mindig 1 -nél kisebb lehet. Az 1970 -es években azt javasolták, hogy ennek ellensúlyozására és magasabb átlag q -val rendelkező kialakítás egyik módja az lenne, ha úgy alakítanánk a mágneses mezőket, hogy a plazma csak a tórusz külső felét töltse ki, amikor D vagy C alakú. végén, a normál kör keresztmetszet helyett.

A D-alakú plazmát beépítő első gépek egyike volt a JET , amely 1973-ban kezdte meg tervezési munkáját. Ezt a döntést elméleti és gyakorlati okokból is meghozták; mivel az erő nagyobb a tórusz belső szélén, nagy nettó erő nyomja befelé az egész reaktort. A D-alakzat előnye az is, hogy csökkentette a nettó erőt, valamint laposabbá tette a megtámasztott belső peremet, így könnyebb volt megtámasztani. Az általános elrendezést vizsgáló kód észrevette, hogy a nem kör alakú alakzat lassan függőlegesen sodródik, ami egy aktív visszacsatolási rendszer hozzáadását eredményezte, amely középen tartja. Miután a JET kiválasztotta ezt az elrendezést, a General Atomics Doublet III csapata D-alakú keresztmetszettel áttervezte a gépet a D-IIID-be, és a japán JT-60 kivitelhez is kiválasztották . Ez az elrendezés azóta nagyrészt egyetemes.

Az egyik fúziós reaktorban tapasztalt probléma az, hogy a nehezebb elemek jelenléte miatt az energia gyorsabban veszít, ami lehűti a plazmát. A fúziós energia legelső fejlesztése során megoldást találtak erre a problémára, az elterelő , lényegében egy nagy tömegspektrométer , amely a nehezebb elemek kirepülését okozza a reaktorból. Ez eleinte része volt a stellarator terveknek, ahol könnyen integrálható a mágneses tekercsekbe. A tokamak számára való átirányító tervezése azonban nagyon nehéz tervezési problémának bizonyult.

Egy másik probléma, amely minden fúziós kivitelben látható, az a hőterhelés, amelyet a plazma a záróedény falára helyez. Vannak anyagok, amelyek elviselik ezt a terhelést, de általában nemkívánatos és drága nehézfémek . Amikor az ilyen anyagokat forró ionokkal ütközik, atomjaik keverednek az üzemanyaggal és gyorsan lehűtik. A legtöbb tokamak kivitelben alkalmazott megoldás a korlátozó , egy kis könnyűfém gyűrű, amely a kamrába vetült, hogy a plazma ütközzön, mielőtt a falakba ütközik. Ez erodálta a korlátozót, és atomjait keverte az üzemanyaggal, de ezek a könnyebb anyagok kevesebb zavart okoznak, mint a falanyagok.

Amikor a reaktorok a D alakú plazmákba kerültek, gyorsan észrevették, hogy a plazma kiszökő részecskeáramát is alakítani lehet. Idővel ez vezetett az ötlethez, hogy a mezőket egy belső átirányító létrehozására használják, amely a nehezebb elemeket kivezeti az üzemanyagból, jellemzően a reaktor alja felé. Ott folyékony lítiumfémet használnak egyfajta korlátozóként; a részecskék rácsapnak és gyorsan lehűlnek, a lítiumban maradva. Ez a belső medence elhelyezkedése miatt sokkal könnyebben hűthető, és bár néhány lítium atom felszabadul a plazmába, nagyon alacsony tömege miatt sokkal kisebb probléma, mint a korábban használt legkönnyebb fémek.

Amint a gépek elkezdték felfedezni ezt az újonnan formázott plazmát , észrevették, hogy a mezők és a plazmaparaméterek bizonyos elrendezései néha belépnek az úgynevezett magas elzárási módba vagy H-módba, amely stabilan működik magasabb hőmérsékleten és nyomáson. A H-módban való működés, amely a csillagászokban is megfigyelhető, ma a tokamak tervezés egyik fő tervezési célja.

Végül megállapítottuk, hogy ha a plazma sűrűsége nem egyenletes, akkor belső elektromos áramokat eredményez. Ezt bootstrap áramnak nevezik . Ez lehetővé teszi, hogy a megfelelően megtervezett reaktor a belső áram egy részét a mágneses mező vonalainak csavarásához hozza létre anélkül, hogy azt külső forrásból kellene táplálni. Ennek számos előnye van, és a modern formatervezési minták mind megpróbálják a teljes áramerősségüket a rendszerindító folyamat segítségével előállítani.

A kilencvenes évek elejére ezeknek a funkcióknak és másoknak a kombinációja együttesen eredményezte a "fejlett tokamak" koncepciót. Ez képezi az alapját a modern kutatásoknak, beleértve az ITER -t is.

Plazma zavarok

A tokamakok "zavarok" néven ismert eseményeknek vannak kitéve, amelyek miatt a bezártság ezredmásodperc alatt elveszik . Két elsődleges mechanizmus létezik. Az egyikben, a "függőleges elmozdulási eseményben" (VDE) a teljes plazma függőlegesen mozog, amíg meg nem érinti a vákuumkamra felső vagy alsó részét. A másik esetben a "nagy zavar", a hosszú hullámhosszú, nem tengelyszimmetrikus mágneses -hidrodinamikai instabilitás miatt a plazma nem szimmetrikus formákba kényszerül, gyakran a kamra felső és alsó részébe.

Amikor a plazma megérinti az érfalakat, gyors lehűlésen vagy "hőkioltáson" megy keresztül. A főbb megszakítási esetekben ez általában a plazmaáram rövid növekedése kíséri, amikor a plazma koncentrálódik. A kioltás végső soron a plazma elzáródását okozza. Nagyobb megszakítás esetén az áram ismét csökken, az "áramoltatás". Az áram kezdeti növekedése nem látható a VDE -ben, és a hő- és áramkiegyenlítés egyszerre történik. Mindkét esetben a plazma hő- és elektromos terhelése gyorsan lerakódik a reaktor edényére, amelynek képesnek kell lennie ezeket a terheléseket kezelni. Az ITER -t 2600 ilyen esemény kezelésére tervezték élettartama alatt.

A korszerű, nagy energiájú eszközök, ahol a plazma áramok nagyságrendileg 15 mega amperes az ITER , lehetséges a rövid áram növekedését során jelentős zavar keresztezik a kritikus határt. Ez akkor fordul elő, amikor az áram olyan erőt fejt ki az elektronokra, amely nagyobb, mint a plazmában levő részecskék ütközésének súrlódási ereje. Ebben az esetben az elektronokat gyorsan fel lehet gyorsítani relativisztikus sebességre, úgynevezett "szökött elektronokat" hozva létre a relativisztikus szökött elektronlavinában . Ezek megőrzik energiájukat akkor is, ha az áramoltatás a plazma nagy részén történik.

Amikor a bezártság végül lebomlik, ezek a kifutó elektronok a legkisebb ellenállás útját követik, és a reaktor oldalát ütik. Ezek elérhetik a 12 megaamper áramot egy kis területen, jóval meghaladva minden mechanikus megoldás képességeit. Az egyik híres esetben a Tokamak de Fontenay aux Roses komoly zavart szenvedett, amikor a kifutó elektronok lyukat égettek a vákuumkamrán.

A tokamakok futásában jelentősebb fennakadások mindig meglehetősen magasak voltak, a lövések összes számának néhány százaléka. A jelenleg működtetett tokamakokban a kár gyakran nagy, de ritkán drámai. Az ITER tokamak -ban várhatóan korlátozott számú jelentős megszakítás véglegesen károsítja a kamrát, és nincs lehetőség az eszköz helyreállítására. A kifutó elektronok hatásait ellensúlyozó rendszerek kifejlesztését az ITER működési szintjének elengedhetetlen technológiájának kell tekinteni.

A központi áramerősség nagy amplitúdója belső zavarokat vagy fűrészfogakat is eredményezhet , amelyek általában nem eredményezik a kisülés megszűnését.

Plazma fűtés

Egy működő fúziós reaktorban a megtermelt energia egy része a plazma hőmérsékletének fenntartására szolgál, amikor friss deutériumot és tríciumot vezetnek be. Azonban a reaktor beindításakor, akár kezdetben, akár ideiglenes leállítás után, a plazmát 10 keV -nál (100 millió Celsius fok felett) magasabb üzemi hőmérsékletre kell felmelegíteni . A jelenlegi tokamak (és más) mágneses fúziós kísérletek során nem áll rendelkezésre elegendő fúziós energia a plazma hőmérsékletének fenntartásához, és állandó külső fűtést kell biztosítani. Kínai kutatók 2006 -ban állították fel a kísérleti fejlett szupravezető szamravezetőt (EAST), amely 100 millió Celsius -fokos plazmát képes fenntartani (a nap 15 millió Celsius -fokos hőmérsékletű), ami a hidrogénatomok közötti fúzió elindításához szükséges. az EAST -ban (a teszt 2018 novemberében készült).

Ohmikus fűtés ~ induktív üzemmód

Mivel a plazma elektromos vezető, lehetséges a plazma felmelegítése áram áteresztésével; az indukált áram, amely a poloidális mező nagy részét biztosítja, szintén a kezdeti fűtés fő forrása.

Az indukált áram okozta hevítést ohmos (vagy ellenállásos) fűtésnek nevezzük; ugyanaz a fűtés, amely elektromos izzóban vagy elektromos fűtőberendezésben fordul elő. A keletkező hő a plazma ellenállásától és a rajta keresztül áramló elektromos áram mennyiségétől függ. De ahogy a fűtött plazma hőmérséklete emelkedik, az ellenállás csökken, és az ohmos fűtés kevésbé hatékony. Úgy tűnik, hogy a tokamakban ohmos fűtéssel elérhető maximális plazmahőmérséklet 20-30 millió Celsius fok. A még magasabb hőmérséklet eléréséhez további fűtési módszereket kell alkalmazni.

Az áramot a plazmatorusszal összekapcsolt elektromágneses tekercsen keresztül folyamatosan növekvő áram indukálja: a plazma egy transzformátor másodlagos tekercsének tekinthető. Ez természeténél fogva impulzusos folyamat, mert az elsődleges áramerősségnek van határa (a hosszú impulzusokon más korlátozások is vannak). A tokamakoknak ezért vagy rövid ideig kell működniük, vagy más fűtési és árammeghajtó eszközökre kell támaszkodniuk.

Mágneses tömörítés

A gázt hirtelen összenyomással fel lehet melegíteni. Ugyanígy megnő a plazma hőmérséklete is, ha a tömörítő mágneses mező növelésével gyorsan összenyomják. A tokamakban ezt a tömörítést egyszerűen úgy érik el, hogy a plazmát egy nagyobb mágneses mezőbe (azaz sugárirányban befelé) mozgatják. Mivel a plazma kompresszió közelebb hozza egymáshoz az ionokat, az eljárás további előnye, hogy elősegíti a fúziós reaktorhoz szükséges sűrűség elérését.

A mágneses tömörítés a korai "tokamak stampede" kutatási területe volt, és az egyik fő tervezés, az ATC célja volt. A koncepciót azóta nem használják széles körben, bár némileg hasonló koncepció része az Általános Fúziós tervezésnek.

Semleges sugárbefecskendezés

Lásd még: Semleges sugárbefecskendezés

A semleges sugárbefecskendezés magában foglalja a nagy energiájú (gyorsan mozgó) atomok vagy molekulák bevezetését egy ohmikus fűtött, mágnesesen zárt plazmába a tokamakon belül.

A nagy energiájú atomok ionként keletkeznek egy ívkamrában, mielőtt nagyfeszültségű hálózaton keresztül kivonják őket. Az "ionforrás" kifejezés általában azt az összeállítást jelenti, amely egy elektronkibocsátó szálból, egy ívkamra térfogatából és egy extraháló rácsból áll. Egy második, koncepciójában hasonló eszközt használnak arra, hogy külön -külön gyorsítsák fel az elektronokat azonos energiára. Az elektronok sokkal könnyebb tömege miatt ez az eszköz sokkal kisebb, mint az iontársa. A két nyaláb ezután metszi egymást, ahol az ionok és elektronok semleges atomokká egyesülnek, lehetővé téve számukra a mágneses mezőkön való áthaladást.

Amint a semleges sugár belép a tokamakba, kölcsönhatás lép fel a fő plazmaionokkal. Ennek két hatása van. Az egyik az, hogy a befecskendezett atomok újraionizálódnak és feltöltődnek, ezáltal csapdába esnek a reaktorban és hozzáadják az üzemanyag-tömeget. A másik az, hogy az ionizáció folyamata a többi tüzelőanyaggal való ütközések során következik be, és ezek a hatások energiát helyeznek el az üzemanyagban, felmelegítve azt.

Ennek a fűtési módnak nincs saját energia (hőmérséklet) korlátja, ellentétben az ohmos módszerrel, de sebessége az injektorok áramára korlátozódik. Az ionforrás-kinyerési feszültségek jellemzően 50–100 kV nagyságrendűek, az ITER számára pedig nagyfeszültségű, negatív ionforrásokat (-1 MV) fejlesztenek. A padovai ITER semleges gerendatesztelő létesítmény lesz az első ITER -létesítmény, amely megkezdi működését.

Míg a semleges sugárbefecskendezést elsősorban plazmafűtésre használják, akkor diagnosztikai eszközként és visszacsatolásvezérlésként is használható rövid impulzusnyaláb készítésével, amely rövid, 2–10 ms -os fénysugarakból áll. A deutérium elsődleges tüzelőanyag a semleges sugárzású fűtőrendszerekben, a kiválasztott kísérletekhez pedig néha hidrogént és héliumot használnak.

Rádiófrekvenciás fűtés

Hiperfrekvenciás csövek (84 GHz és 118 GHz) készlete elektronciklotronhullámokkal történő plazmafűtéshez a Tokamak à Configuration Variable (TCV) rendszeren. Az SPC-EPFL jóvoltából.
Lásd még: Rádiófrekvenciás fűtés és dielektromos fűtés

Nagyfrekvenciás elektromágneses hullámok által generált oszcillátorok (gyakran gyrotrons vagy klisztron ) kívül tórusz. Ha a hullámoknak megfelelő frekvenciájuk (vagy hullámhosszuk) és polarizációjuk van, akkor energiájuk átvihető a plazma töltött részecskéire, amelyek viszont ütköznek más plazma részecskékkel, ezáltal növelve a tömeges plazma hőmérsékletét. Különféle technikák léteznek, beleértve az elektronciklotron -rezonancia -melegítést (ECRH) és az ion -ciklotron -rezonancia -fűtést . Ezt az energiát általában mikrohullámok továbbítják.

Részecske leltár

A tokamak vákuumkamrájában lévő plazmakisülések feszültség alatt álló ionokból és atomokból állnak, és ezekből a részecskékből származó energia végül sugárzás, ütközések vagy bezártság révén eléri a kamra belső falát. A kamra belső fala vízhűtéses, és a részecskékből származó hőt a falon keresztül a vízhez vezetve, a felmelegített víz külső hűtőrendszerbe történő konvekciója útján távolítják el.

A turbomolekuláris vagy diffúziós szivattyúk lehetővé teszik a részecskék kiürítését az ömlesztett térfogatból, és a folyékony héliummal hűtött felületből álló kriogén szivattyúk hatékonyan szabályozzák a sűrűséget a kisülés során azáltal, hogy energiaelnyelőt biztosítanak a páralecsapódáshoz. Ha helyesen végzik, a fúziós reakciók nagy mennyiségű nagy energiájú neutront termelnek . Mivel elektromosan semlegesek és viszonylag kicsik, a neutronokat nem befolyásolják a mágneses mezők, és a környező vákuumkamra sem állítja meg őket.

A neutron fluxus jelentősen csökken a célra kialakított neutronpajzs határán, amely minden irányban körülveszi a tokamakot. A pajzsanyagok eltérőek, de általában olyan anyagok, amelyek atomokból állnak, amelyek közel állnak a neutronok méretéhez, mivel ezek a legjobban képesek elnyelni a neutront és energiáját. A jó jelölt anyagok közé tartoznak a sok hidrogéntartalmú anyagok, például a víz és a műanyagok. A bóratomok jó neutronfelvevők is. Így a bórral adalékolt beton és polietilén olcsó neutronvédő anyagokat eredményez.

A neutron felszabadulása után viszonylag rövid felezési ideje körülbelül 10 perc, mielőtt az energia kibocsátásával protonba és elektronba bomlik. Amikor eljön az idő, hogy ténylegesen megpróbáljunk villamos energiát előállítani egy tokamak alapú reaktorból, a fúziós folyamat során keletkező neutronok egy részét elnyelné egy folyékony fémtakaró, és mozgási energiájukat felhasználnák a hőátadási folyamatokban, hogy végül generátor.

Kísérleti tokamakok

Lásd még: Fúziós kísérletek listája § Tokamak

Jelenleg üzemben

(a működés megkezdésének időrendjében)

A Tokamak à konfigurációs változó
Az NSTX reaktor külső nézete

Korábban üzemeltetett

Az Alcator C tokamak vezérlőtere az MIT Plazma Tudományos és Fúziós Központban, 1982–1983 között.

Tervezett

A jelenleg épülő ITER lesz a legnagyobb tokamak.
  • ITER , nemzetközi projekt Cadarache -ban , Franciaországban; 500 MW; az építés 2010 -ben kezdődött, az első plazma 2025 -re várható. Várhatóan 2035 -re teljesen üzemképes lesz.
  • DEMO ; 2000 MW, folyamatos üzem, csatlakozik az elektromos hálózathoz. Az ITER tervezett utódja; az építkezés 2024 -ben kezdődik az előzetes ütemterv szerint.
  • CFETR , más néven "China Fusion Engineering Test Reactor"; 200 MW; A következő generációs kínai fúziós reaktor egy új tokamak eszköz.
  • K-DEMO Dél-Koreában; 2200–3000 MW, 500 MW nagyságrendű nettó villamosenergia -termelést terveznek; Az építkezés célja 2037.

Lásd még

Megjegyzések

Hivatkozások

Idézetek

Bibliográfia

Külső linkek