Испытательный реактор синтеза Токамак ( TFTR ) был экспериментальным токамаком, построенным в Принстонской лаборатории физики плазмы (PPPL) около 1980 года и введенным в эксплуатацию в 1982 году. TFTR был разработан с явной целью достижения научной точки безубыточности , точки, в которой тепло, выделяемое в результате реакций синтеза в плазме, равно или превышает тепло, подаваемое в плазму внешними устройствами для ее разогрева. [1] [2]
TFTR так и не достиг этой цели, но он добился значительных успехов во времени удержания и плотности энергии. Это было первое в мире устройство магнитного синтеза, которое провело масштабные научные эксперименты с плазмой, состоящей из 50/50 дейтерия/трития (DT), топливной смеси, необходимой для практического производства термоядерной энергии, а также первое, которое произвело более 10 МВт термоядерной энергии. Он установил несколько рекордов по выходной мощности, максимальной температуре и тройному продукту синтеза .
TFTR закрыли в 1997 году после пятнадцати лет работы. PPPL использовала знания из TFTR, чтобы начать изучать другой подход, сферический токамак , в своем Национальном эксперименте со сферическим тором . Японский JT-60 очень похож на TFTR, оба прослеживают свою конструкцию от ключевых инноваций, введенных Сёити Ёсикавой (1934-2010) [3] во время его работы в PPPL в 1970-х годах.
В ядерном синтезе существует два типа реакторов, достаточно стабильных для проведения термоядерного синтеза: реакторы с магнитным удержанием и реакторы с инерционным удержанием. Первый метод термоядерного синтеза стремится удлинить время, которое ионы проводят близко друг к другу, чтобы слить их вместе, в то время как последний стремится слить ионы так быстро, чтобы они не успели разойтись. Реакторы с инерционным удержанием, в отличие от реакторов с магнитным удержанием, используют лазерный термоядерный синтез и ионно-лучевой синтез для проведения термоядерного синтеза. Однако с реакторами с магнитным удержанием вы избегаете проблемы поиска материала, который может выдерживать высокие температуры термоядерных реакций. Ток нагрева индуцируется изменяющимися магнитными полями в центральных индукционных катушках и превышает миллион ампер. Устройства магнитного термоядерного синтеза удерживают горячую плазму от контакта со стенками ее контейнера, поддерживая ее движение по круговым или винтовым траекториям с помощью магнитной силы на заряженных частицах и центростремительной силы, действующей на движущиеся частицы. [4]
К началу 1960-х годов область термоядерной энергетики разрослась настолько, что исследователи начали организовывать полугодовые встречи, которые чередовались между различными исследовательскими учреждениями. В 1968 году ныне ежегодная встреча прошла в Новосибирске , где советская делегация удивила всех, заявив, что их проекты токамаков достигли уровней производительности, по крайней мере, на порядок лучше, чем у любого другого устройства. Первоначально эти заявления были встречены скептически, но когда результаты были подтверждены британской группой в следующем году, этот огромный прогресс привел к «фактической панике» в строительстве токамаков. [5]
В США одним из основных подходов, изучавшихся до этого момента, был стелларатор , разработка которого была ограничена почти полностью PPPL. Их последняя разработка, Модель C, недавно была введена в эксплуатацию и продемонстрировала производительность, значительно ниже теоретических расчетов, далекую от полезных цифр. После подтверждения результатов Новосибирска они немедленно начали преобразовывать Модель C в макет токамака, известный как Симметричный токамак (ST). Это было завершено всего за восемь месяцев, и ввод в эксплуатацию состоялся в мае 1970 года. Компьютерная диагностика ST позволила ему быстро соответствовать советским результатам, и с этого момента весь мир термоядерного синтеза все больше сосредоточивался на этой конструкции по сравнению с любой другой. [6]
В начале 1970-х годов Сёити Ёсикава рассматривал концепцию токамака. Он отметил, что по мере увеличения размера малой оси реактора (диаметра трубы) по сравнению с его большой осью (диаметром всей системы) система становилась более эффективной. Дополнительным преимуществом было то, что по мере увеличения малой оси время удержания улучшалось по той простой причине, что топливным ионам требовалось больше времени, чтобы достичь внешней стороны реактора. Это привело к широкому признанию того, что конструкции с меньшими соотношениями сторон были ключевым шагом вперед по сравнению с более ранними моделями. [2]
Это привело к Princeton Large Torus (PLT), который был завершен в 1975 году. Эта система была успешной до той степени, что она быстро достигла пределов своей омической системы нагрева, системы, которая пропускала ток через плазму для ее нагрева. Среди многих идей, предложенных для дальнейшего нагрева, в сотрудничестве с Окриджской национальной лабораторией , PPPL разработала идею инжекции нейтрального пучка . Она использовала небольшие ускорители частиц для инжекции атомов топлива непосредственно в плазму, как нагревая ее, так и обеспечивая свежее топливо. [2]
После ряда модификаций системы инжекции пучка, недавно оборудованный PLT начал устанавливать рекорды и в конечном итоге сделал несколько тестовых запусков при 60 миллионах К, более чем достаточно для термоядерного реактора. Чтобы достичь критерия Лоусона для зажигания, все, что было нужно, это более высокая плотность плазмы, и, казалось, не было никаких причин, по которым это не было бы возможно в более крупной машине. Было широко распространено мнение, что безубыточность будет достигнута в 1970-х годах. [6] [2]
.jpg/1280px-U.S._Department_of_Energy_-_Science_-_114_035_002_(14281232230).jpg)
После успеха PLT и других последующих разработок базовая концепция считалась хорошо изученной. PPPL начала проектирование гораздо более крупного преемника PLT, который должен был продемонстрировать плазменное горение в импульсном режиме. [2]
В июле 1974 года Министерство энергетики (DOE) провело большое совещание, на котором присутствовали все основные лаборатории термоядерного синтеза. Среди участников выделялся Маршалл Розенблут , теоретик, имевший привычку изучать машины и находить множество новых нестабильностей, которые могли бы разрушить ограничение. К всеобщему удивлению, на этом совещании он не поднял никаких новых проблем. Казалось, что путь к безубыточности был ясен. [7]
Последним шагом перед атакой на безубыточность было бы создание реактора, работающего на смеси дейтерия и трития , в отличие от более ранних машин, которые работали только на дейтерии. Это было связано с тем, что тритий был радиоактивным и легко усваивался организмом, что создавало проблемы безопасности, из-за которых его использование было дорогим. Широко распространено мнение, что производительность машины, работающей только на дейтерии, будет в основном идентична производительности машины, работающей на DT, но это предположение требовало проверки. Рассмотрев проекты, представленные на встрече, команда DOE выбрала проект Принстона. [7]
Боб Хирш, недавно возглавивший руководящий комитет DOE, хотел построить испытательную машину в Национальной лаборатории Оук-Ридж (ORNL), но другие в отделе убедили его, что было бы разумнее сделать это в PPPL. Они утверждали, что команда Принстона будет более вовлечена, чем команда ORNL, управляющая чьей-то чужой разработкой. Если бы последовал инженерный прототип коммерческой системы, его можно было бы построить в Оук-Ридж. Они дали проекту название TFTR и обратились в Конгресс за финансированием, которое было предоставлено в январе 1975 года. Концептуальная проектная работа велась в течение 1975 года, а детальное проектирование началось в следующем году. [7]
TFTR должен был стать крупнейшим токамаком в мире; для сравнения, оригинальный ST имел диаметр плазмы 12 дюймов (300 мм), в то время как последующая конструкция PLT составляла 36 дюймов (910 мм), а TFTR был спроектирован на 86 дюймов (2200 мм). [2] Это сделало его примерно вдвое больше других крупномасштабных машин той эпохи; Joint European Torus 1978 года и примерно одновременный JT-60 были примерно в два раза меньше в диаметре. [8]
Поскольку PLT продолжала давать все лучшие и лучшие результаты, в 1978 и 79 годах было добавлено дополнительное финансирование и изменена конструкция для достижения долгожданной цели «научного безубыточности», когда количество энергии, вырабатываемой реакциями синтеза в плазме, было равно количеству энергии, подаваемой в нее для нагрева до рабочих температур. Также известное как Q = 1, это важный шаг на пути к полезным конструкциям для производства энергии. [9] Чтобы удовлетворить это требование, система нагрева была модернизирована до 50 МВт, а затем до 80 МВт. [10]
Строительство началось в 1980 году, а TFTR начал начальную эксплуатацию в 1982 году. Последовал длительный период обкатки и испытаний. К середине 1980-х годов начались серьезные испытания с дейтерием, чтобы понять его производительность. В 1986 году он произвел первые «супервыстрелы», которые произвели много нейтронов термоядерного синтеза. [11] Они продемонстрировали, что система может достичь целей первоначального проекта 1976 года; производительность при работе на дейтерии была такова, что если был введен тритий, то ожидалось, что он будет производить около 3,5 МВт термоядерной мощности. Учитывая энергию в системах нагрева, это представляло Q около 0,2, или всего около 20% от требования для безубыточности. [9]
Однако дальнейшие испытания выявили существенные проблемы. Чтобы достичь безубыточности, система должна была бы соответствовать нескольким целям одновременно, сочетанию температуры, плотности и продолжительности времени, в течение которого топливо удерживается. В апреле 1986 года эксперименты TFTR продемонстрировали последние два из этих требований, когда он произвел тройной продукт синтеза 1,5 x10 14 Кельвин-секунд на кубический сантиметр, что близко к цели для практического реактора и в пять-семь раз больше, чем необходимо для безубыточности. Однако это произошло при температуре, которая была намного ниже требуемой. В июле 1986 года TFTR достиг температуры плазмы 200 миллионов кельвинов (200 МК), на тот момент самой высокой из когда-либо достигнутых в лаборатории. Температура в 10 раз больше, чем в центре Солнца, и более чем достаточно для безубыточности. К сожалению, для достижения этих температур тройное произведение было значительно уменьшено до10 13 , что в два-три раза меньше, чем нужно для безубыточности.
Основные усилия по достижению этих условий одновременно продолжались. Дональд Гроув, менеджер проекта TFTR, сказал, что они ожидали достичь этой цели в 1987 году. За этим последуют испытания DT, которые фактически обеспечат безубыточность, начиная с 1989 года. [12] К сожалению, система не смогла достичь ни одной из этих целей. Причины этих проблем интенсивно изучались в последующие годы, что привело к новому пониманию нестабильности высокопроизводительной плазмы, которая не наблюдалась в более мелких машинах. Главным результатом проблем TFTR стало развитие крайне неоднородных плазменных поперечных сечений, в частности плазмы D-образной формы, которая сейчас доминирует в этой области.
Хотя стало ясно, что TFTR не выйдет на уровень безубыточности, эксперименты с использованием трития начались всерьез в декабре 1993 года, это было первое подобное устройство, которое перешло в первую очередь на это топливо. В 1994 году он выдал мировой рекорд в 10,7 мегаватт термоядерной энергии из 50-50 DT плазмы (превзойденный в JET в Великобритании, который выработал 16 МВт из 24 МВт введенной тепловой мощности в 1997 году). Оба эксперимента подчеркивали альфа-частицы, получаемые в реакциях дейтерия-трития, которые важны для саморазогрева плазмы и являются важной частью любой эксплуатационной конструкции. В 1995 году TFTR достиг мирового рекорда температуры в 510 миллионов °C — более чем в 25 раз больше, чем в центре Солнца. Позже, в следующем году, этот показатель был побит токамаком JT-60, который достиг ионной температуры 522 миллиона °C (45 кэВ). [13] Также в 1995 году ученые TFTR исследовали новый фундаментальный режим удержания плазмы — усиленный обратный сдвиг, чтобы уменьшить плазменную турбулентность. [14]
TFTR оставался в эксплуатации до 1997 года. Он был демонтирован в сентябре 2002 года, после 15 лет эксплуатации. [15]
За ним последовал сферический токамак NSTX . [16]
