Сферический токамак

Устройство термоядерной энергии

Плазма в реакторе MAST. Обратите внимание на почти сферическую форму внешнего края плазмы. Также очевидно сильное удлинение, особенно нити, простирающиеся сверху и снизу около центрального проводника.

Сферический токамак — это тип термоядерного энергетического устройства, работающего по принципу токамака . Он отличается очень узким профилем или соотношением сторон . Традиционный токамак имеет тороидальную область ограничения, которая придает ему общую форму, похожую на пончик , с большим отверстием посередине. Сферический токамак максимально уменьшает размер отверстия, в результате чего плазменная форма становится почти сферической, часто сравниваемой с очищенным от сердцевины яблоком. Сферический токамак иногда называют сферическим тором и часто сокращают до ST .

Сферический токамак является ответвлением традиционной конструкции токамака. Сторонники утверждают, что он имеет ряд существенных практических преимуществ по сравнению с этими устройствами. По этой причине ST вызвал значительный интерес с конца 1980-х годов. Однако разработка остается фактически на одно поколение позади традиционных усилий по созданию токамака, таких как JET . Основные эксперименты в области ST включают пионерские START и MAST в Калхэме в Великобритании, американский NSTX-U и российский Globus-M.

Исследования изучили, являются ли сферические токамаки путем к более дешевым реакторам. Необходимы дальнейшие исследования, чтобы лучше понять, как такие устройства масштабируются. Даже в том случае, если ST не приводят к более дешевым подходам к производству электроэнергии, они все равно являются более дешевыми в целом; это делает их привлекательными устройствами для изучения физики плазмы или в качестве источников нейтронов высокой энергии .

Фон

Основы физики термоядерного синтеза

Основная идея синтеза заключается в том, чтобы заставить два подходящих атома быть достаточно близко друг к другу, чтобы сильная сила притянула их вместе, чтобы образовать один более крупный атом. Этот процесс высвобождает значительное количество энергии связи , как правило, в форме высокоскоростных субатомных частиц, таких как нейтроны или бета-частицы . Однако эти же атомы топлива также испытывают электромагнитную силу, которая их раздвигает. Для того чтобы они слились, их необходимо прижать друг к другу с достаточной энергией, чтобы преодолеть этот кулоновский барьер . ^[1]

Самый простой способ сделать это — нагреть топливо до очень высоких температур и позволить распределению Максвелла-Больцмана произвести ряд атомов с очень высокой энергией в более крупной, более холодной смеси. Для того чтобы произошел синтез, должны встретиться атомы с более высокой скоростью, и в случайном распределении это займет время. Время будет сокращено за счет повышения температуры, что увеличит количество высокоскоростных частиц в смеси, или за счет повышения давления, что будет держать их ближе друг к другу. Произведение температуры, давления и времени дает ожидаемую скорость событий синтеза, так называемый тройной продукт синтеза . Чтобы быть полезным в качестве чистого экспортера энергии, тройной продукт должен соответствовать определенному минимальному условию, критерию Лоусона . ^[1]

На практике требуемые температуры составляют порядка 100 миллионов градусов. Это приводит к проблемам с двумя другими условиями; удержание топлива при достаточно высоком давлении и в течение достаточно длительного времени выходит за рамки возможностей любого известного материала. Однако при этих температурах топливо находится в форме электропроводящей плазмы , что приводит к ряду потенциальных решений по удержанию с использованием магнитных или электрических полей. Большинство термоядерных устройств используют вариации этих методов. ^[1]

Токамаки являются наиболее исследованным подходом в рамках более широкой группы конструкций магнитной термоядерной энергии (MFE). Они пытаются ограничить плазму с помощью мощных магнитных полей. Токамаки ограничивают свое топливо при низком давлении (около 1/миллионного атмосферного), но при высоких температурах (150 миллионов градусов Цельсия) и пытаются поддерживать эти условия стабильными в течение все большего времени порядка секунд или минут. ^[a] Однако для этого требуется огромное количество мощности в магнитной системе, и любой способ ее уменьшения повышает общую энергоэффективность системы.

Энергетический баланс

В идеале энергия, необходимая для нагрева топлива, будет покрываться энергией, выделяемой в ходе реакций, поддерживая цикл. Все, что сверх этого количества, может быть использовано для выработки электроэнергии. Это приводит к концепции критерия Лоусона , который определяет условия, необходимые для выработки чистой электроэнергии. ^[3]

Когда термоядерное топливо нагревается, оно естественным образом теряет энергию в ходе ряда процессов. Они обычно связаны с излучающими терминами, такими как излучение черного тела , и терминами проводимости, где физическое взаимодействие с окружающей средой выводит энергию из плазмы. Результирующий энергетический баланс для любого термоядерного энергетического устройства, использующего горячую плазму, показан ниже.

${\displaystyle P_{\text{net}}=\eta _{\text{capture}}\left(P_{\text{fusion}}-P_{\text{conduction}}-P_{\text{radiation}}\right)}$

где:

• ${\displaystyle P_{\text{net}}}$, это чистая выходная мощность
• ${\displaystyle \eta _{\text{capture}}}$, это эффективность, с которой установка улавливает энергию, например, через паровую турбину, и любая мощность, используемая для работы реактора
• ${\displaystyle P_{\text{fusion}}}$, это мощность, вырабатываемая в результате реакций синтеза, в основном зависящая от скорости реакций
• ${\displaystyle P_{\text{conduction}}}$, - это мощность, потерянная через проводимость в корпус реактора
• ${\displaystyle P_{\text{radiation}}}$, это мощность, потерянная в виде света, покидающего плазму, обычно через гамма-излучение

Для достижения чистой мощности необходимо построить устройство, оптимизирующее это уравнение. Исследования термоядерного синтеза традиционно фокусировались на увеличении первого члена P : скорости термоядерного синтеза. Это привело к появлению множества машин, которые работают при все более высоких температурах и пытаются поддерживать полученную плазму в стабильном состоянии достаточно долго, чтобы достичь желаемого тройного продукта. Однако также важно максимизировать η по практическим причинам, и в случае реактора MFE это обычно означает повышение эффективности системы удержания, в частности энергии, используемой в магнитах.

Бета-число

Мерой успеха в мире магнитной термоядерной энергии является число бета . Каждая машина, содержащая плазму магнитным способом, может быть сравнена с использованием этого числа.

${\displaystyle \beta ={\frac {p}{p_{mag}}}={\frac {nk_{B}T}{(B^{2}/2\mu _{0})}}}$^[4]

Это отношение давления плазмы к давлению магнитного поля . ^{[4] [5]} Улучшение бета означает, что вам нужно использовать, в относительном выражении, меньше энергии для создания магнитных полей для любого заданного давления плазмы (или плотности). Цена магнитов примерно масштабируется с β ^⁠1/2⁠ , поэтому реакторы, работающие при более высоких бетах, менее затратны для любого заданного уровня ограничения. Обычные токамаки работают при относительно низких бетах, рекорд составляет чуть более 12%, но различные расчеты показывают, что практические проекты должны работать при 20%. ^[6]

Соотношение сторон

Одним из ограничивающих факторов в улучшении бета является размер магнитов. ^{[ необходима цитата ]} Токамаки используют ряд кольцевых магнитов вокруг области ограничения, и их физические размеры означают, что отверстие в середине тора может быть уменьшено только до соприкосновения обмоток магнита. Это ограничивает соотношение сторон , , реактора примерно до 2,5; диаметр реактора в целом может быть примерно в 2,5 раза больше диаметра поперечного сечения области ограничения. Некоторые экспериментальные конструкции были немного ниже этого предела, в то время как многие реакторы имели гораздо более высокий A. ${\displaystyle A=R/a}$

История

Уменьшение соотношения сторон

В 1980-х годах исследователи из Национальной лаборатории Оук-Ридж (ORNL) под руководством Бена Каррераса и Тима Хендера изучали работу токамаков при уменьшении A. Они заметили, основываясь на магнитогидродинамических соображениях, что токамаки изначально более стабильны при низких соотношениях сторон. В частности, классическая « неустойчивость перегиба » была сильно подавлена. Другие группы расширили эту теорию и обнаружили, что то же самое справедливо и для неустойчивости баллонирования высокого порядка . Это предполагало, что машина с низким A будет не только менее дорогой в строительстве, но и будет иметь лучшую производительность. ^[7]

В традиционной конструкции токамака удерживающие магниты обычно располагаются снаружи тороидальной вакуумной камеры, удерживающей плазму. Эта камера известна как первая стенка и определяет минимальное расстояние между магнитами и плазмой. В производственной конструкции еще один слой, бланкет , находится между первой стенкой и магнитами. Бланкет служит двум целям: одна — защищать магниты от нейтронов высокой энергии , которые могут их повредить, а другая — использовать эти нейтроны для воспроизводства трития из лития, производя больше топлива для реактора. Однако такое расположение означает, что между магнитами и плазмой имеется значительное расстояние, в большинстве конструкций порядка метра или больше. Это накладывает значительные ограничения на достижимое соотношение сторон. ^[8]

Одна из попыток улучшить геометрию реактора была предпринята классом конструкций, известных как «компактный токамак», типичными представителями которого являются Alcator C-Mod (работает с 1991 года), Riggatron (концептуальный, не построен) и IGNITOR (находится в процессе строительства по состоянию на февраль 2016 года ^{[обновлять]}). Последние две из этих конструкций обходились без первой стенки и помещали магниты в прямой контакт с плазмой; в производственной конструкции бланкет находился бы снаружи магнитов. Это также значительно упрощает физическую конструкцию, поскольку тороидальный вакуумный сосуд можно заменить цилиндром. Уменьшенное расстояние между магнитами и плазмой приводит к гораздо более высоким бета, поэтому можно использовать обычные (несверхпроводящие) магниты. ^[9] Недостатком этого подхода, который широко критиковался в этой области, является то, что он помещает магниты непосредственно в поток нейтронов высокой энергии реакций синтеза. В процессе эксплуатации магниты быстро разрушались, что требовало открытия вакуумного сосуда и замены всего магнитного узла примерно через месяц эксплуатации. ^[10]

Примерно в то же время несколько достижений в физике плазмы прокладывали себе путь через сообщество термоядерного синтеза. Особое значение имели концепции удлинения и треугольности , относящиеся к форме поперечного сечения плазмы. Ранние токамаки использовали круглые поперечные сечения просто потому, что их было проще всего моделировать и строить, но со временем стало ясно, что поперечные сечения плазмы в форме C или (чаще) D приводят к более высоким характеристикам. Это создает плазму с высоким «сдвигом», которая распределяла и разрушала турбулентные вихри в плазме. ^[7] Эти изменения привели к появлению « продвинутых конструкций токамаков », в число которых входит ИТЭР . ^[11]

Сферические токамаки

В 1984 году ^[12] Мартин Пэн из ORNL предложил альтернативное расположение магнитных катушек, которое значительно уменьшило бы соотношение сторон, избежав при этом проблем с эрозией компактного токамака. Вместо того, чтобы прокладывать каждую магнитную катушку отдельно, он предложил использовать один большой проводник в центре и прокладывать магниты как полукольца от этого проводника. То, что когда-то было серией отдельных колец, проходящих через отверстие в центре реактора, было сокращено до одного столба, что позволило снизить соотношение сторон до 1,2. ^{[5] [13]} Это означает, что ST могут достигать тех же рабочих тройных чисел продукта, что и обычные конструкции, используя одну десятую магнитного поля.

Конструкция, естественно, также включала достижения в формировании плазмы, которые изучались одновременно. Как и все современные конструкции, ST использует поперечное сечение плазмы в форме D. Если рассмотреть D с правой стороны и перевернутую D слева, то по мере приближения двух друг к другу (по мере уменьшения A) в конечном итоге вертикальные поверхности соприкасаются, и результирующая форма представляет собой круг. В 3D внешняя поверхность приблизительно сферическая. Они назвали эту компоновку «сферическим токамаком» или ST. Эти исследования показали, что компоновка ST будет включать все качества усовершенствованного токамака, компактного токамака, будет сильно подавлять несколько форм турбулентности, достигать высокого β, иметь высокий собственный магнетизм и будет менее затратной в строительстве. ^[14]

Концепция ST, казалось, представляла собой огромный прогресс в проектировании токамаков. В 1985 году ORNL предложила эксперимент со сферическим тором (STX). ^[15] Однако это было в период, когда бюджеты исследований термоядерного синтеза в США резко сократились. ORNL были предоставлены средства на разработку и тестирование прототипа центральной соленоидной колонны, построенной из 6 слоев витков высокопрочного медного сплава под названием « Glidcop » (каждый слой с водяным охлаждением). ^[15] Однако они не смогли обеспечить финансирование для создания полной конструкции STX. ^{[14] [16]}

От сферомака до СТ

Не сумев построить ST в ORNL, Пэн начал ^{[ когда? ]} всемирные усилия, чтобы заинтересовать другие команды концепцией ST и построить тестовую машину. Одним из способов сделать это быстро было бы переоборудовать машину Spheromak в макет ST. ^[13]

Сферомаки по сути являются « дымовыми кольцами » плазмы, которые внутренне самоустойчивы. Типичные реакторы используют газовые нагнетатели и магниты для формирования сферомака и впрыскивания его в цилиндрическую область ограничения, но поскольку магнитные поля ограничены плазмой, они могут свободно дрейфовать вокруг области ограничения и сталкиваться с первой стенкой. Типичным решением этой проблемы было обернуть область листом меди или, что реже, разместить медный проводник по центру. Когда сферомак приближается к проводнику, генерируется магнитное поле, которое снова отталкивает его. Несколько экспериментальных машин сферомака были построены в 1970-х и начале 80-х годов, но продемонстрировали производительность, которая была просто недостаточно интересной, чтобы предложить дальнейшее развитие.

Сферомаки с центральным проводником имели сильное механическое сходство с конструкцией ST и могли быть преобразованы с относительной легкостью. Первое такое преобразование было сделано в Гейдельбергском эксперименте Сферомака ^[17] или HSE. Построенный в Гейдельбергском университете в начале 1980-х годов, HSE был быстро преобразован в ST в 1987 году путем регулировки его магнитных катушек снаружи области ограничения и прикрепления их к новому центральному проводнику. Хотя новая конфигурация работала только «холодно», намного ниже температур плавления, результаты были многообещающими и продемонстрировали все основные характеристики ST.

Несколько других групп с машинами сферомак сделали похожие преобразования, в частности, ротамак в Австралийской организации ядерной науки и технологий и машина SPHEX. ^[18] В целом все они обнаружили увеличение производительности в два или более раз. Это был огромный прогресс, и потребность в специально построенной машине стала насущной.

НАЧИНАТЬ

Пропаганда Пэна также привлекла внимание Дерека Робинсона из центра термоядерного синтеза Управления по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) в Калхэме . ^[19] То, что стало известно как Центр термоядерной энергии Калхэма, было создано в 1960-х годах для централизации исследований термоядерного синтеза в Великобритании, а затем распространилось на несколько объектов. Робинсон недавно был повышен до руководства несколькими проектами на объекте.

Робинсон собрал команду и обеспечил финансирование в размере порядка 100 000 фунтов стерлингов для создания экспериментальной машины, Small Tight Aspect Ratio Tokamak , или START. ^[20] Части машины были переработаны из более ранних проектов, в то время как другие были взяты взаймы из других лабораторий, включая инжектор нейтрального пучка 40 кэВ из ORNL. ^[21] До начала эксплуатации ее производительность была весьма неопределенной.

Строительство началось в 1990 году. Он был быстро собран и введен в эксплуатацию в январе 1991 года. ^[16] Его самые ранние операции положили конец теоретическим проблемам. Используя только омический нагрев, START продемонстрировал бета-фактор до 12%, почти совпадающий с рекордом в 12,6% на машине DIII-D . ^{[13] [22]} Результаты были достаточно хороши, чтобы было предоставлено дополнительное финансирование в размере 10 миллионов фунтов стерлингов, профинансировавшее крупную перестройку в 1995 году. Когда был включен нейтральный лучевой нагрев, бета подскочила до 40%, превзойдя обычные конструкции в 3 раза. ^[22]

Кроме того, START продемонстрировал превосходную стабильность плазмы. Практическое правило в обычных конструкциях заключается в том, что по мере того, как рабочая бета приближается к значению, нормализованному для размера машины, раздувающаяся нестабильность дестабилизирует плазму. Этот так называемый « предел Тройона » обычно равен 4 и, как правило, ограничен примерно 3,5 в реальных машинах. START увеличил этот предел до 6. Предел зависит от размера машины и указывает на то, что машины должны быть построены по крайней мере определенного размера для достижения целевых показателей производительности. При гораздо большем масштабировании START те же пределы будут достигнуты с меньшей машиной. ^[23]

Внутри вакуумной камеры Национального эксперимента со сферическим тором.

START подтвердил предсказания Пэна и Стриклера: ST имел производительность на порядок выше, чем традиционные конструкции, и стоил гораздо дешевле в строительстве.

ST представлял новый, менее затратный подход. Это была одна из немногих областей основных исследований в области термоядерного синтеза, где вклады могли быть сделаны при небольших бюджетах.

Более поздние проекты

Проекты ST стартовали по всему миру. В частности, эксперименты National Spherical Torus Experiment (NSTX) и Pegasus в США, Globus-M в России и продолжение START в Великобритании, MAST .

Тем временем START обрел новую жизнь в рамках революционного проекта Proto-Sphera в Италии, где экспериментаторы попытались устранить центральный столб, пропустив ток через вторичную плазму. ^{[24] [25]} Проект Proto-Sphera также устраняет необходимость в диверторе , поскольку нестабильность плазмы используется, а не избегается. ^[26]

Дизайн

Конструкция сферического токамака ST40 с большим радиусом 0,4 м.

Реакторы токамака состоят из тороидальной вакуумной трубки, окруженной серией магнитов. Один набор магнитов логически соединен в ряд колец вокруг внешней стороны трубки, но физически соединены через общий проводник в центре. Центральная колонна также обычно используется для размещения соленоида, который образует индуктивную петлю для омической системы нагрева (и тока пинча).

Канонический пример конструкции можно увидеть в небольшом настольном устройстве ST, созданном в Университете Флиндерса ^[27] , в котором используется центральная колонна из медной проволоки, смотанной в соленоид, возвратные стержни для тороидального поля из вертикальных медных проводов и металлическое кольцо, соединяющее их и обеспечивающее механическую поддержку конструкции.

Стабильность

Достижения в физике плазмы в 1970-х и 80-х годах привели к гораздо более глубокому пониманию проблем стабильности, и это развилось в ряд «законов масштабирования», которые можно использовать для быстрого определения приблизительных рабочих чисел в самых разных системах. В частности, работа Тройона по критической бета-конструкции реактора считается одним из величайших достижений в современной физике плазмы. Работа Тройона дает предел бета, при котором работающие реакторы начнут видеть значительную нестабильность, и демонстрирует, как этот предел масштабируется в зависимости от размера, компоновки, магнитного поля и тока в плазме.

Однако работа Тройона не рассматривала экстремальные соотношения сторон, работа, которая была позже выполнена группой в Принстонской лаборатории физики плазмы . ^[28] Она начинается с разработки полезной беты для сильно асимметричного объема:

${\displaystyle \beta ={\frac {\mu _{0}p}{\langle B^{2}\rangle }}.}$

Где - усредненное по объему магнитное поле (в отличие от использования Тройоном поля в вакууме вне плазмы, ). Следуя Фрейдбергу, ^[29] эта бета затем вводится в модифицированную версию коэффициента безопасности : ${\displaystyle \langle B^{2}\rangle }$ ${\displaystyle \scriptstyle \langle B^{2}\rangle =\langle B_{\theta }^{2}+B_{\rho }^{2}\rangle }$ ${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$

${\displaystyle q_{\star }={\frac {2\pi B_{0}a^{2}}{\mu _{0}R_{0}I}}\left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right).}$

Где - вакуумное магнитное поле, a - малый радиус, большой радиус, плазменный ток и удлинение. В этом определении должно быть ясно, что уменьшение соотношения сторон приводит к более высоким средним коэффициентам безопасности. Эти определения позволили группе из Принстона разработать более гибкую версию критической беты Тройона: ${\displaystyle \scriptstyle B_{0}}$ ${\displaystyle \scriptstyle R}$ ${\displaystyle \scriptstyle I}$ ${\displaystyle \scriptstyle \kappa }$ ${\displaystyle \scriptstyle R/a,}$

${\displaystyle \beta _{\text{crit}}=5\langle B_{N}\rangle \left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right){\frac {\epsilon }{q_{\star }}}.}$

Где — обратное соотношение сторон , а — постоянный масштабный коэффициент, который равен примерно 0,03 для любого значения больше 2. Обратите внимание, что критическая бета масштабируется с соотношением сторон, хотя и не напрямую, поскольку также включает факторы соотношения сторон. Численно можно показать, что максимизируется для: ${\displaystyle \epsilon }$ ${\displaystyle 1/A}$ ${\displaystyle \langle B_{N}\rangle }$ ${\displaystyle q_{\star }}$ ${\displaystyle q_{\star }}$ ${\displaystyle \beta _{\text{crit}}}$

${\displaystyle q_{\star }=1+\left({\frac {3}{4}}\right)^{4/5}\approx 1.8.}$

Используя это в критической бета-формуле выше:

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+\kappa ^{2}}{2}}\right)\epsilon .}$

Для сферического токамака с удлинением 2 и соотношением сторон 1,25: ${\displaystyle \kappa }$

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+2^{2}}{2}}\right){\frac {1}{1.25}}=0.14.}$

Теперь сравните это с традиционным токамаком с таким же удлинением, большим радиусом 5 метров и малым радиусом 2 метра:

${\displaystyle \beta _{\text{max}}=0.072\left({\frac {1+2^{2}}{2}}\right){\frac {1}{5/2}}=0.072.}$

Линейность соотношения сторон очевидна. ${\displaystyle \beta _{\text{max}}\,}$

Масштабирование мощности

Бета является важным показателем производительности, но в случае реактора, предназначенного для производства электроэнергии, есть и другие практические вопросы, которые необходимо учитывать. Среди них — плотность мощности , которая дает оценку размера машины, необходимой для заданной выходной мощности. Это, в свою очередь, является функцией давления плазмы, которое, в свою очередь, является функцией бета. На первый взгляд может показаться, что более высокие бета ST естественным образом приведут к более высоким допустимым давлениям и, следовательно, более высокой плотности мощности. Однако это верно только в том случае, если магнитное поле остается прежним — бета — это отношение магнитной плотности к плазменной.

Если представить себе тороидальную область ограничения, обернутую кольцевыми магнитами, то становится ясно, что магнитное поле больше на внутреннем радиусе, чем снаружи — это основная проблема устойчивости, которую решает электрический ток токамака. Однако разница в этом поле является функцией соотношения сторон; бесконечно большой тороид будет приближаться к прямому соленоиду, в то время как ST максимизирует разницу в напряженности поля. Более того, поскольку существуют определенные аспекты конструкции реактора, которые имеют фиксированный размер, соотношение сторон может быть принудительно установлено в определенных конфигурациях. Например, производственные реакторы будут использовать толстое «одеяло», содержащее литий , вокруг активной зоны реактора для захвата выделяющихся высокоэнергетических нейтронов, как для защиты остальной массы реактора от этих нейтронов, так и для производства трития в качестве топлива. Размер одеяла является функцией энергии нейтрона, которая составляет 14 МэВ в реакции DT независимо от конструкции реактора. Таким образом, одеяло будет одинаковым для ST или традиционной конструкции, около метра в поперечнике.

В этом случае необходимо дальнейшее рассмотрение общего магнитного поля при рассмотрении бета. Двигаясь внутрь через объем реактора к внутренней поверхности плазмы, мы столкнемся с бланкетом, «первой стенкой» и несколькими пустыми пространствами. По мере удаления от магнита поле уменьшается примерно линейно. Если рассматривать эти компоненты реактора как группу, то можно вычислить магнитное поле, которое остается на дальней стороне бланкета, на внутренней поверхности плазмы:

${\displaystyle B_{0}=({1-\epsilon _{B}-\epsilon }){B_{\text{max}}}.\,}$

Теперь рассмотрим среднее давление плазмы, которое может быть создано этим магнитным полем. Следуя Фрейдбергу: ^[29]

${\displaystyle {\langle p\rangle }=\beta _{\text{max}}\left(1+\kappa ^{2}\right)\epsilon \left({1-\epsilon _{B}-\epsilon }\right)^{2}G(\epsilon )\left(B_{\text{max}}\right)^{2}.}$

В ST, где мы пытаемся максимизировать в качестве общего принципа, можно убрать бланкет на внутренней стороне и оставить центральную колонну открытой для нейтронов. В этом случае равно нулю. Рассматривая центральную колонну, сделанную из меди, мы можем зафиксировать максимальное поле, генерируемое в катушке, примерно на уровне 7,5 Тл. Используя идеальные числа из раздела выше: ${\displaystyle B_{0}}$ ${\displaystyle \epsilon _{0}}$ ${\displaystyle B_{\text{max}}}$

${\displaystyle {\langle p\rangle }=0.14\left(1+2^{2}\right)\left({\frac {1}{1.25}}\right)\left(1-{\frac {1}{1.25}}\right)^{2}2.5\cdot 7.5^{2}=2.6{\text{ atmospheres}}.}$

Теперь рассмотрим обычную конструкцию, как указано выше, с использованием сверхпроводящих магнитов с a = 15 Тл и толщиной одеяла 1,2 метра. Сначала мы вычисляем, что 1/(5/2) = 0,4 и 1,5/5 = 0,24, затем: ${\displaystyle B_{\text{max}}}$ ${\displaystyle \epsilon }$ ${\displaystyle \epsilon _{b}}$

${\displaystyle {\langle p\rangle }=0.072\left(1+2^{2}\right)\left({\frac {1}{0.4}}\right)\left(1-{\frac {1}{0.24}}-{\frac {1}{0.4}}\right)^{2}1.2\cdot 15^{2}=7.7{\text{ atmospheres}}.}$

Таким образом, несмотря на более высокую бету в ST, общая плотность мощности ниже, в основном из-за использования сверхпроводящих магнитов в традиционной конструкции. Эта проблема привела к значительной работе, чтобы выяснить, выполняются ли эти законы масштабирования для ST, и усилиям по увеличению допустимой напряженности поля с помощью различных методов. Работа над START предполагает, что коэффициенты масштабирования намного выше в ST, но эту работу необходимо повторить на более высоких мощностях, чтобы лучше понять масштабирование. ^[30] Исследования с использованием данных NSTX и MAST , по-видимому, подтверждают предположение, что при схожих значениях поля и мощности синтеза, но меньшем объеме, ST могут демонстрировать тройное произведение термоядерного синтеза вплоть до коэффициента три выше и усиление мощности термоядерного синтеза на порядок выше, чем у токамаков. ^[31]

Преимущества

У ST есть два основных преимущества по сравнению с традиционными конструкциями.

Первое — практично. Использование компоновки ST в среднем размещает тороидальные магниты гораздо ближе к плазме. Это значительно снижает количество энергии, необходимой для питания магнитов, чтобы достичь определенного уровня магнитного поля внутри плазмы. Меньшие магниты стоят дешевле, что снижает стоимость реактора. Выигрыш настолько велик, что сверхпроводящие магниты могут не потребоваться, что приводит к еще большему снижению стоимости. START поместил вторичные магниты внутри вакуумной камеры, но в современных машинах они были перемещены наружу и могут быть сверхпроводящими. ^[32]

Другие преимущества связаны со стабильностью плазмы. С самых первых дней исследований термоядерного синтеза проблемой создания полезной системы был ряд плазменных нестабильностей , которые появлялись только по мере того, как рабочие условия становились все ближе к полезным для термоядерной энергии. В 1954 году Эдвард Теллер провел совещание, на котором изучались некоторые из этих вопросов, и отметил, что, по его мнению, плазма была бы изначально более стабильной, если бы она следовала выпуклым линиям магнитной силы, а не вогнутым. ^[33] В то время было неясно, проявилось ли это в реальном мире, но со временем мудрость этих слов стала очевидной.

В токамаке, стеллараторе и большинстве пинч-устройств плазма вынуждена следовать винтовым магнитным линиям. Это попеременно перемещает плазму извне области ограничения вовнутрь. В то время как снаружи частицы выталкиваются внутрь, следуя вогнутой линии. По мере того, как они движутся внутрь, они выталкиваются наружу, следуя выпуклой линии. Таким образом, следуя рассуждениям Теллера, плазма по своей природе более стабильна во внутренней части реактора. На практике фактические пределы предполагаются «коэффициентом безопасности », q , который изменяется в зависимости от объема плазмы. ^[34]

В традиционном токамаке с круглым поперечным сечением плазма проводит примерно одинаковое время внутри и снаружи тора; немного меньше внутри из-за более короткого радиуса. В усовершенствованном токамаке с плазмой D-образной формы внутренняя поверхность плазмы значительно увеличена, и частицы проводят там больше времени. Однако в обычной конструкции с высоким А q изменяется лишь незначительно по мере перемещения частицы, поскольку относительное расстояние изнутри наружу мало по сравнению с радиусом машины в целом (определение соотношения сторон). В машине ST дисперсия от «внутри» до «снаружи» намного больше в относительном выражении, и частицы проводят гораздо больше времени «внутри». Это приводит к значительному повышению стабильности. ^[30]

Можно построить традиционный токамак, работающий при более высоких бетах, используя более мощные магниты. Для этого ток в плазме должен быть увеличен, чтобы создать тороидальное магнитное поле нужной величины. Это перемещает плазму все ближе к пределам Тройона, где возникают нестабильности. Конструкция ST, благодаря своей механической компоновке, имеет гораздо лучшую добротность и, таким образом, позволяет получить гораздо большую магнитную мощность до появления нестабильностей. Обычные конструкции достигают предела Тройона около 3,5, тогда как START продемонстрировал работу при 6. ^[22]

Недостатки

У ST есть три явных недостатка по сравнению с «обычными» усовершенствованными токамаками с более высокими соотношениями сторон.

Первая проблема заключается в том, что общее давление плазмы в ST ниже, чем в обычных конструкциях, несмотря на более высокую бета. Это связано с ограничениями магнитного поля внутри плазмы. Этот предел теоретически одинаков в ST и обычных конструкциях, но поскольку ST имеет гораздо меньшее соотношение сторон, эффективное поле изменяется более резко по объему плазмы. ^[35] ${\displaystyle B_{\text{max}}.}$

Вторая проблема является как преимуществом, так и недостатком. ST настолько мал, по крайней мере в центре, что места для сверхпроводящих магнитов мало или совсем нет. Это не является решающим фактором для конструкции, так как поля от обычных медных намотанных магнитов достаточно для конструкции ST. Однако это означает, что рассеивание мощности в центральной колонне будет значительным. Инженерные исследования показывают, что максимально возможное поле составит около 7,5 Тл ^{[ необходима цитата ]} , что намного ниже, чем возможно при обычной компоновке. Это накладывает дополнительные ограничения на допустимые давления плазмы. ^[35] Однако отсутствие сверхпроводящих магнитов значительно снижает стоимость системы, потенциально компенсируя эту проблему экономически.

Отсутствие экранирования также означает, что магнит напрямую подвергается воздействию внутренней части реактора. Он подвергается полному потоку нагрева плазмы и нейтронам, генерируемым реакциями синтеза. На практике это означает, что колонну придется заменять довольно часто, вероятно, порядка года, что сильно повлияет на готовность реактора. ^[36] В производственных условиях готовность напрямую связана со стоимостью производства электроэнергии. В настоящее время проводятся эксперименты, чтобы выяснить, можно ли заменить проводник на плазму z-пинча ^[37] или жидкометаллический проводник ^[38] .

Наконец, высокоасимметричные поперечные сечения плазмы и плотно намотанные магнитные поля требуют очень высоких тороидальных токов для их поддержания. Обычно это потребовало бы большого количества вторичных систем нагрева, таких как инжекция нейтрального пучка. Они энергетически дороги, поэтому конструкция ST полагается на высокие токи самозагрузки для экономичной работы. ^[35] К счастью, высокое удлинение и треугольность являются характеристиками, которые приводят к этим токам, поэтому возможно, что ST на самом деле будет более экономичным в этом отношении. ^[39] Это область активных исследований.

Список машин ST

Ушедший на пенсию

• Small Tight Aspect Ratio Tokamak (START), Великобритания. Оборудование, используемое для Proto-Sphera, Италия

Оперативный

• Сайт ST25 Архивировано 21.04.2017 в Wayback Machine , Tokamak Energy , Великобритания
• Мегаамперный сферический токамак , веб-сайт MAST. Архивировано 26 июля 2011 г. в Wayback Machine , Центр термоядерной энергетики Калхэма , Соединенное Королевство.
• Сайт «Глобус-М», Институт Иоффе , Россия
• NSTX , веб-сайт NSTX, Принстонская лаборатория физики плазмы , США
• Сайт Proto-Sphera Архивировано 03.03.2011 в Wayback Machine (используется оборудование от START), ENEA , Италия
• TST-2 Архивировано 22 июля 2011 г. в Wayback Machine , Токийский университет , Япония
• QUEST, Университет Кюсю , Япония
• SUNIST Архивировано 2012-03-07 в Wayback Machine , Университет Цинхуа , Китай
• PEGASUS , веб-сайт PEGASUS Архивировано 27.05.2011 в Wayback Machine , Университет Висконсин-Мэдисон , США
• Веб-сайт ETE Архивировано 19 мая 2011 г. в Wayback Machine , Национальный институт космических исследований , Бразилия

В разработке

• Обновление URANIA с Pegasus

Предложенный

• Сферический токамак для производства энергии (STEP), Великобритания

Ссылки

Цитаты

1. Многие современные конструкции токамаков регулярно достигают значений порядка ~ 1 × 1021 ^кэВ • секунд/м3 ^. [ ^2]

1. "Три критерия Лоусона". EUROfusion . Архивировано из оригинала 2015-11-20 . Получено 2015-11-20 .
2. J. Miyazawa1; R. Sakamoto1; H. Yamada1; M. Kobayashi1; S. Masuzaki1; T. Morisaki1; N. Ohyabu1; A. Komori1; O. Motojima1 и экспериментальная группа LHD (2008). "Fusion Triple Product and the Density Limit of High-Density Internal Diffusion Barrier Plasmas in LHD" (PDF) . ECA . 35th EPS Conference on Plasma Phys. Hersonissos, 9–13 June 2008. Vol. 32D. P-1.076. Архивировано из оригинала (PDF) 15 августа 2011 г. . Получено 1 июня 2011 г. .{{cite conference}}: CS1 maint: numeric names: authors list (link)
3. Лоусон, Джон (1957). «Некоторые критерии для термоядерного реактора, производящего энергию». Труды Физического общества B. 70 ( 1): 6. Bibcode : 1957PPSB...70....6L. doi : 10.1088/0370-1301/70/1/303.
4. Wesson, John (2004). Токамаки (3-е изд.). Clarendon Press. стр. 115.
5. Sykes 1997, стр. B247.
6. «Реакции на будущее». New Scientist . Том 82, № 1156. Reed Business Information. 24 мая 1979 г. стр. 630.^{[ постоянная мертвая ссылка ]}
7. Sykes 2008, стр. 10.
8. Barton, CJ; Strehlow, RA (27 июня 1963 г.). Blankets for Thermonuclear Reactors (PDF) (Report). Национальная лаборатория Оук-Ридж. Архивировано из оригинала (PDF) 2016-01-31.
9. Jasby, DL (1987). «Выбор концепции тороидального термоядерного реактора для магнитного термоядерного реактора». Journal of Fusion Energy . 6 (1): 65–88. Bibcode : 1987JFuE....6...65J. doi : 10.1007/BF01053332. S2CID  55160262.
10. "Оценка концепции Риггатрона". Управление военно-морских исследований. Архивировано из оригинала 21-08-2007.
11. Чарльз Кессель, «Что такое усовершенствованный токамак», Spring APS, Филадельфия, 2003 г.
12. YK Martin Peng, «Сферический тор, компактный синтез при низком выходе»., ORNL/FEDC-87/7 (декабрь 1984 г.)
13. Braams & Scott 2002, стр. 225.
14. YK Martin Peng, «Компактные сферические торы слияния DT при умеренных полях», CONF-850610-37 (декабрь 1985 г.)
15. TJ McManamy et al., «Изготовление и тестирование магнитов STX до 18T» Архивировано 08.01.2023 в Wayback Machine , Martin Marietta Energy Systems, декабрь 1988 г.
16. Sykes 2008, стр. 11.
17. Брунс, Х.; Брендель, Р.; Раупп, Г.; Штайгер, Й. «Изучение токамака с малым соотношением сторон в эксперименте Гейдельбергского сферомака». Ядерный синтез . 27 (12). 2178.
18. Сайкс 1998, стр. 1.
19. «Дерек Робинсон: Физик, посвятивший себя созданию безопасной формы энергии из термоядерного синтеза» Архивировано 08.01.2023 в Wayback Machine The Sunday Times , 11 декабря 2002 г.
20. Сайкс, Алан и др. (1992). «Первые результаты эксперимента START». Nuclear Fusion . 32 (4): 694. doi :10.1088/0029-5515/32/4/I16. S2CID  250817374.
21. Сайкс 1997, стр. B248.
22. Sykes 2008, стр. 29.
23. Сайкс 1998, стр. 4.
24. Сайкс 2008, стр. 18.
25. Эксперимент PROTO-SPHERA, инновационная схема удержания для термоядерного синтеза. Архивировано 2018-05-02 в Wayback Machine . Франко Алладио, Национальный институт ядерной физики. Италия. 14 сентября 2017 г.
26. Леоне, Марко (14 ноября 2017 г.), L'esperimento Proto-Sphera [ Эксперимент Proto-Sphera ] (на итальянском языке), Cronache dal Silenzio, В обычных реакторах предпринимаются попытки предотвратить образование нестабильностей, поскольку они могут привести к выходу плазмы из пути, установленного магнитным полем, и повреждению внутренних стенок реактора. Чтобы ограничить это, поверхность плазменного тороида обычно моделируется таким образом, чтобы нестабильности концентрировались в области, которая может быть свободно повреждена, называемой дивертором . В Proto-Sphera нестабильности используются вместо этого: делая столб нестабильным, он коллапсирует в сферический тороид, используя явление магнитного пересоединения : явление, которое имеет место в плазме и в котором магнитная энергия плазмы преобразуется в кинетическую энергию самой плазмы.
27. Сайкс 2008, стр. 20, изображения.
28. Фрейдберг 2007, стр. 414.
29. Фрейдберг 2007, стр. 413.
30. Sykes 2008, стр. 24.
31. Costley, AE; McNamara, SAM (2021-01-07). «Характеристики термоядерного синтеза сферических и обычных токамаков: последствия для компактных пилотных установок и реакторов». Plasma Physics and Controlled Fusion . 63 (3): 035005. Bibcode : 2021PPCF...63c5005C. doi : 10.1088/1361-6587/abcdfc . ISSN  0741-3335.
32. Сайкс 2008, стр. 13, примеры.
33. Герман, Робин (1990). Термоядерный синтез: поиск бесконечной энергии . Cambridge University Press. стр. 30.
34. Фрейдберг 2007, стр. 287.
35. Фрейдберг 2007, стр. 412.
36. Сайкс 2008, стр. 43.
37. Микоцци, П.; Алладио, Ф.; Манкузо, А.; Рожье, Ф. (сентябрь 2010 г.). «Идеальные пределы устойчивости МГД конфигурации ПРОТО-СФЕРА». Ядерный синтез . 50 (9). 095004. Bibcode :2010NucFu..50i5004M. doi :10.1088/0029-5515/50/9/095004. S2CID  54808693.
38. Yican Wu; Lijian Qiu; Yixue Chen (ноябрь 2000 г.). «Концептуальное исследование центрального проводника из жидкого металла в сферических токамак-реакторах». Fusion Engineering and Design . 51–52: 395–399. Bibcode :2000FusED..51..395W. doi :10.1016/S0920-3796(00)00301-X. ISSN  0920-3796.
39. Сайкс 2008, стр. 31.

Библиография

• Braams, CM; Scott, PE (2002). Ядерный синтез: Полвека исследований термоядерного синтеза с магнитным удержанием . Taylor & Francis. ISBN 0-7503-0705-6.
• Фрейдберг, Джеффри (2007). Физика плазмы и термоядерная энергия . Cambridge University Press.
• Sykes, Alan; et al. (1997). "Высоко-β производительность сферического токамака START" (PDF) . Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез . 39 (12B): B247–B260. Bibcode :1997PPCF...39B.247S. doi :10.1088/0741-3335/39/12B/019. S2CID  250831717. Архивировано из оригинала (PDF) 2012-03-07 . Получено 2011-01-18 .
• Сайкс, Алан и др. (команды START, NBI, MAST и Theory) (20 ноября 1998 г.). "Программа сферического токамака в Калхэме" (PDF) . Ядерный синтез . 39 (9Y) (опубликовано в сентябре 1999 г.). 1271. doi :10.1088/0029-5515/39/9Y/305.
• Сайкс, Алан (сентябрь 2008 г.). «Разработка сферического токамака» (PDF) (Презентация). ICPP, Фукуока. Архивировано из оригинала (PDF) 22 июля 2011 г.61 слайд

Внешние ссылки

• Сферические токамаки – список экспериментов ST на tokamak.info (МЕРТВАЯ ссылка на январь 2015 г.)
• Список СТ 2012 года
• Центр термоядерного синтеза в Калхэме. Архивировано 13 сентября 2010 г. в Wayback Machine – сферические токамаки в Калхэме, Великобритания, включая подробности экспериментов MAST и START.