Сферический токамак

Устройство термоядерного синтеза

Плазма в реакторе МАСТ. Обратите внимание на почти сферическую форму внешнего края плазмы. Также очевидно высокое удлинение, особенно нити, отходящие сверху и снизу возле центрального проводника.

Сферический токамак — это тип термоядерного энергетического устройства, основанного на принципе токамака . Он примечателен своим 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 форма плазмы становится почти сферической, часто сравниваемой с яблоком без сердцевины. Сферический токамак иногда называют сферическим тором и часто сокращают до ST .

Сферический токамак является разновидностью традиционного токамака. Сторонники утверждают, что он имеет ряд существенных практических преимуществ перед этими устройствами. По этой причине ST вызвал значительный интерес с конца 1980-х годов. Тем не менее, развитие фактически отстает на одно поколение от традиционных усилий по созданию токамаков, таких как JET . Основные эксперименты в области ST включают новаторские START и MAST в Калхэме в Великобритании, американский NSTX-U и российский Globus-M.

Исследования показали, являются ли сферические токамаки путем к более дешевым реакторам. Необходимы дальнейшие исследования, чтобы лучше понять, как масштабируются такие устройства. Даже в том случае, если ЗТ не приводят к более экономичным подходам к выработке электроэнергии, в целом они по-прежнему являются менее затратными; это делает их привлекательными устройствами для изучения физики плазмы или источниками нейтронов высоких энергий .

Фон

Базовая физика термоядерного синтеза

Основная идея термоядерного синтеза состоит в том, чтобы сблизить два подходящих атома настолько, чтобы сильная сила притянула их вместе, чтобы образовать один более крупный атом. Этот процесс высвобождает значительное количество энергии связи , обычно в виде высокоскоростных субатомных частиц, таких как нейтроны или бета-частицы . Однако эти же атомы топлива также испытывают воздействие электромагнитной силы, которая их раздвигает. Чтобы они слились, их необходимо сжать вместе 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 множество атомов с очень высокой энергией в более крупной и холодной смеси. Чтобы произошел синтез, атомы с более высокой скоростью должны встретиться, и при случайном распределении это займет время. Время сократится за счет повышения температуры, что увеличивает количество высокоскоростных частиц в смеси, или за счет увеличения давления, которое удерживает их ближе друг к другу. Произведение температуры, давления и времени дает ожидаемую скорость термоядерных событий, так называемое тройное произведение термоядерного 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 терминами; удержание топлива под достаточно высоким давлением и в течение достаточно длительного времени выходит далеко 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. В большинстве термоядерных устройств используются варианты этих методов. ^[1]

Токамаки являются наиболее исследованным подходом в большой группе конструкций энергии магнитного термоядерного синтеза (MFE). Они пытаются удержать плазму, используя мощные магнитные поля. Токамаки удерживают свое топливо при низком давлении (около 1/миллионной атмосферного), но при высоких температурах (150 миллионов Цельсия) и пытаются поддерживать эти условия стабильными в течение постоянно увеличивающегося времени от секунд до минут. ^[a] Однако для этого требуется огромное количество энергии в магнитной системе, и любой способ уменьшить ее повышает общую энергоэффективность системы.

Энергетический баланс

В идеале энергия, необходимая для нагрева топлива, должна покрываться за счет энергии, выделяющейся в результате реакций, поддерживающих цикл. Все, что сверх этого количества, может быть использовано для производства электроэнергии. Это приводит к концепции критерия Лоусона , который описывает условия, необходимые для производства чистой мощности. ^[3]

Когда термоядерное топливо нагревается, оно естественным образом теряет энергию в результате ряда процессов. Обычно они связаны с терминами излучения, такими как излучение черного тела , и условиями проводимости, когда физическое взаимодействие с окружающей средой выносит энергию из плазмы. Результирующий энергетический баланс 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:

• ${\displaystyle P_{\text{net}}}$, чистая выходная мощность
• ${\displaystyle \eta _{\text{capture}}}$, — это эффективность, с которой станция улавливает энергию, скажем, через паровую турбину, и любую мощность, используемую для работы реактора.
• ${\displaystyle P_{\text{fusion}}}$, — это мощность, вырабатываемая реакциями термоядерного синтеза, в основном зависящая от скорости реакций.
• ${\displaystyle P_{\text{conduction}}}$, — мощность, теряемая за счет проводимости в корпус реактора
• ${\displaystyle P_{\text{radiation}}}$, — это мощность, теряемая в виде света, покидающего плазму, обычно из-за гамма-излучения.

Для достижения чистой мощности необходимо создать устройство, оптимизирующее это уравнение. Исследования термоядерного синтеза традиционно фокусируются 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 получить желаемый тройной продукт. Однако также важно максимизировать η по практическим соображениям, и в случае реактора MFE это обычно означает увеличение эффективности системы удержания, особенно энергии, используемой в магнитах.

Бета-номер

Мерилом успеха в мире энергетики магнитного термоядерного синтеза является бета-число . Каждую машину, содержащую плазму магнитно, можно сравнить по этому числу.

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

Это отношение давления плазмы к давлению магнитного поля . ^{[4] [5]} Улучшение бета означает, что вам нужно использовать, в относительном выражении, меньше энергии для генерации магнитных полей при любом заданном давлении (или плотности) плазмы. Цена на магниты примерно зависит от β ^⁠1/2⁠ , поэтому реакторы, работающие на более высоких бетах, дешевле при любом заданном уровне локализации. Обычные токамаки работают при относительно низких бетах, рекорд составляет чуть более 12%, но различные расчеты показывают, что практические конструкции должны работать на уровне 20%. ^[6]

Соотношение сторон

Одним из ограничивающих факторов в улучшении бета-излучения является размер магнитов. ^{[ нужна цитата ]} В токамаках используется серия кольцеобразных магнитов вокруг области удержания, а их физические размеры означают, что отверстие в середине тора может быть уменьшено лишь до такой степени, прежде чем обмотки магнита соприкоснутся. Это ограничивает соотношение сторон реактора примерно до 2,5 ; диаметр реактора в целом может примерно в 2,5 раза превышать диаметр поперечного сечения зоны локализации. Некоторые экспериментальные проекты были немного ниже этого предела, в то время как многие реакторы имели гораздо более высокие значения A. ${\displaystyle A=R/a}$

История

Уменьшение соотношения сторон

В 1980-х годах исследователи Окриджской национальной лаборатории (ORNL) под руководством Бена Каррераса и Тима Хендера изучали работу токамаков при уменьшении А. Основываясь на магнитогидродинамических соображениях, они заметили, что токамаки по своей природе более стабильны при низких аспектных отношениях. В частности, сильно подавлялась классическая « кинк-неустойчивость ». Другие группы расширили эту теорию и обнаружили, что то же самое справедливо и для баллонной неустойчивости высокого порядка. Это означало, что машина с низким А не только будет дешевле в изготовлении, 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 серийной конструкции между первой стеной и магнитами находится еще один слой, одеяло . Одеяло служит двум целям: одна — защитить магниты от нейтронов высокой энергии , которые могут их повредить, а другая — использовать эти нейтроны для выделения трития из лития, производя больше топлива для реактора. Однако такое расположение означает, что между магнитами и плазмой существует значительное расстояние, в большинстве конструкций порядка метра и более. Это накладывает существенные ограничения на достижимое соотношение сторон. ^[8]

Одна из попыток улучшить геометрию реактора была предпринята с помощью класса конструкций, известных как «компактный токамак», типичными представителями которых являются Alcator C-Mod (работает с 1991 года), Riggatron (концептуальный, незавершенный) и IGNITOR (в стадии строительства). февраль 2016 ^{[обновлять]}). В двух последних конструкциях не использовалась первая стенка, а магниты находились в прямом контакте с плазмой; в серийной конструкции одеяло будет находиться за пределами магнитов. Это также значительно упрощает физическую конструкцию, поскольку тороидальный вакуумный сосуд можно заменить цилиндром. Уменьшение расстояния между магнитами и плазмой приводит к гораздо более высоким значениям 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 высокоэнергетических нейтронов реакций термоядерного синтеза. В процессе эксплуатации магниты будут быстро разрушаться, что потребует открытия вакуумного сосуда и замены всего магнитного узла примерно через месяц работы. ^[10]

Примерно в то же время в термоядерном сообществе появилось несколько достижений в области физики плазмы. Особое значение имели понятия удлинения и треугольности , относящиеся к форме поперечного сечения плазмы. Во всех ранних токамаках использовалось круглое поперечное сечение просто потому, что его было легче всего смоделировать и построить, но со временем стало ясно, что C- или (чаще) D-образное поперечное сечение плазмы приводит к более высокой производительности. Это создает плазму с высоким «сдвигом», которая распределяет и разрушает турбулентные вихри в плазме. ^[7] Эти изменения привели к созданию « усовершенствованных токамаков », к которым относится ИТЭР . ^[11]

Сферические токамаки

В 1984 году ^[12] Мартин Пэн из ORNL предложил альтернативное расположение магнитных катушек, которое позволило бы значительно уменьшить соотношение сторон, избегая при этом проблем эрозии компактного токамака. Вместо того, чтобы подключать каждую магнитную катушку отдельно, он предложил использовать один большой проводник в центре и соединить магниты полукольцами от этого проводника. То, что когда-то представляло собой серию отдельных колец, проходящих через отверстие в центре реактора, было уменьшено до одной стойки, что позволило добиться соотношения сторон всего лишь 1,2. ^{[5] [13]} Это означает, что ST могут достигать того же тройного рабочего количества продуктов, что и традиционные конструкции, используя одну десятую магнитного поля.

Конструкция, естественно, также включала в себя достижения в области формирования плазмы, которые изучались одновременно. Как и во всех современных конструкциях, в ST используется D-образное сечение плазмы. Если вы рассмотрите букву D справа и перевернутую букву D слева, то по мере того, как они приближаются друг к другу (по мере уменьшения буквы А), в конечном итоге вертикальные поверхности соприкасаются, и в результате получается круг. В 3D внешняя поверхность имеет примерно сферическую форму. Они назвали эту схему «сферическим токамаком» или СТ. Эти исследования показали, что компоновка ST будет включать в себя все качества усовершенствованного токамака, компактного токамака, будет сильно подавлять некоторые формы турбулентности, достигать высоких значений β, иметь высокий собственный магнетизм и быть менее затратной в строительстве. ^[14]

Концепция ST, казалось, представляла собой огромный прогресс в конструкции токамаков. В 1985 году ORNL предложил эксперимент со сферическим тором (STX). ^[15] Однако это было в период, когда бюджеты исследований в области термоядерного синтеза в США резко сокращались. ОРНЛ были предоставлены средства для разработки и испытаний прототипа центральной электромагнитной колонки, состоящей из 6 слоев витков из высокопрочного медного сплава под названием « Глидкоп » (каждый слой с водяным охлаждением). ^[15] Однако им не удалось обеспечить финансирование для создания полной конструкции STX. ^{[14] [16]}

От сферомака до СТ

Не сумев построить ST в ORNL, Пэн начал ^{[ когда? ]} всемирная попытка заинтересовать другие команды концепцией ST и построить испытательную машину. Один из способов сделать это быстро — переоборудовать сферомаковую машину в компоновку ST. ^[13]

Сферомаки, по сути, представляют собой « дымовые кольца » плазмы, которые внутренне самостабильны. В типичных реакторах используются газовые нагнетатели и магниты для формирования сферомака и введения его в цилиндрическую область удержания, но поскольку магнитные поля удерживаются внутри плазмы, они могут свободно дрейфовать по области удержания и сталкиваться с первой стенкой. Типичным решением этой проблемы было обернуть участок медным листом или, реже, поместить медный проводник по центру. Когда сферомак приближается к проводнику, создается магнитное поле, которое снова отталкивает его. Ряд экспериментальных машин сферомаков был построен в 1970-х и начале 80-х годов, но они продемонстрировали производительность, которая просто не была достаточно интересной, чтобы предполагать дальнейшее развитие.

Сферомаки с центральным проводником имели сильное механическое сходство с конструкцией ST и могли быть относительно легко переоборудованы. Первое такое преобразование было сделано в Гейдельбергском эксперименте «Сферомак» ^[17] или HSE. Построенный в Гейдельбергском университете в начале 1980-х годов, HSE был быстро преобразован в ST в 1987 году, отрегулировав магнитные катушки за пределами зоны заключения и прикрепив их к новому центральному проводнику. Хотя новая конфигурация работала только «холодно», намного ниже температуры термоядерного синтеза, результаты были многообещающими и продемонстрировали все основные характеристики ST.

Несколько других групп, использующих машины сферомаков, сделали аналогичные преобразования, в частности ротамак Австралийской организации ядерной науки и технологий и машина SPHEX. ^[18] В целом все они обнаружили увеличение производительности в два и более раза. Это был огромный прогресс, и потребность в специально созданной машине стала острой.

НАЧИНАТЬ

Защита Пэна также привлекла внимание Дерека Робинсона из термоядерного центра Управления по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) в Калхэме . ^[19] То, что стало известно как Калхэмский центр термоядерной энергетики, было создано в 1960-х годах для централизации исследований в области термоядерного синтеза в Великобритании, а затем распространилось на несколько объектов. Робинсона недавно назначили руководителем нескольких проектов на этом объекте.

Робинсон собрал команду и обеспечил финансирование в размере порядка 100 000 фунтов стерлингов для создания экспериментальной машины — токамака с малым удлинением или СТАРТ. ^[20] Части машины были переработаны из более ранних проектов, а другие были заимствованы из других лабораторий, включая инжектор нейтрального луча на 40 кэВ от ORNL. ^[21] До того, как он начал работу, его производительность сопровождалась значительной неопределенностью.

Строительство началось в 1990 году. Он был быстро собран и введен в эксплуатацию в январе 1991 года. ^[16] Его первые операции положили конец теоретическим проблемам. Используя только омический нагрев, START продемонстрировал уровень бета, достигающий 12%, что почти соответствует рекорду в 12,6% на машине DIII-D . ^{[13] [22]} Результаты были настолько хороши, что было выделено дополнительно 10 миллионов фунтов стерлингов для финансирования масштабной реконструкции в 1995 году. Когда было включено нейтральное лучевое отопление, коэффициент бета подскочил до 40%, превзойдя традиционные конструкции в 3 раза. . ^[22]

Кроме того, START продемонстрировал превосходную стабильность плазмы. Практическое правило в традиционных конструкциях заключается в том, что по мере того, как эксплуатационная бета приближается к значению, нормированному для размера машины, баллонная нестабильность дестабилизирует плазму. Этот так называемый « предел Тройона » обычно равен 4, а на реальных машинах обычно ограничивается примерно 3,5. START увеличил это ограничение до 6. Ограничение зависит от размера машины и указывает на то, что для достижения целей производительности необходимо создавать машины как минимум определенного размера. При гораздо более высоком масштабировании START те же пределы будут достигнуты с помощью машины меньшего размера. ^[23]

Внутри вакуумной камеры Национального эксперимента по сферическому тору.

СНВ продемонстрировал прогнозы Пэна и Стриклера; ST имел производительность на порядок лучше, чем традиционные конструкции, и стоил намного дешевле.

ST представлял собой новый, более дешевый подход. Это была одна из немногих областей основных исследований в области термоядерного синтеза, вклад в которые можно было внести при небольших бюджетах.

Более поздние проекты

Проекты ST стартовали по всему миру. В частности, Национальный эксперимент со сферическим тором (NSTX) и эксперименты «Пегас» в США, «Глобус-М» в России и продолжение СНВ в Великобритании — MAST .

Тем временем СНВ обрел новую жизнь в рамках революционного проекта «Прото-Сфера» в Италии, где экспериментаторы попытались ликвидировать центральную колонну, пропуская ток через вторичную плазму. ^{[24] [25]} Проект Прото-Сфера также устраняет необходимость в диверторе , поскольку нестабильность плазмы скорее используется, чем избегается. ^[26]

Дизайн

Конструкция сферического токамака СТ40 с большим радиусом 0,4 м.

Реакторы Токамак состоят из тороидальной вакуумной трубки, окруженной рядом магнитов. Один набор магнитов логически подключен в виде серии колец вокруг внешней части трубки, но физически соединен с общим проводником в центре. Центральная колонна также обычно используется для размещения соленоида , образующего 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, намотанная в соленоид, возвратные стержни для тороидального поля, изготовленные из вертикальных медных проволок, 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 превратилось в серию «законов масштабирования», которые можно использовать для быстрого определения приблизительных рабочих показателей в самых разных системах. В частности, работа Тройона над критическим бета-тестированием конструкции реактора считается одним из величайших достижений современной физики плазмы. Работа Тройона обеспечивает бета-предел, при котором работающие реакторы начнут испытывать значительную нестабильность, и демонстрирует, как этот предел масштабируется в зависимости от размера, расположения, магнитного поля и тока в плазме.

Однако работа Тройона не учитывала экстремальные соотношения сторон, работа, которая позже была проведена группой из Принстонской лаборатории физики плазмы . ^[28] Все начинается с разработки полезной бета-версии для сильно асимметричного тома:

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

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

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

Где – вакуумное магнитное поле, а – малый радиус, большой радиус, плазменный ток и удлинение. Из этого определения должно быть ясно, что уменьшение удлинения приводит к более высоким средним коэффициентам запаса прочности. Эти определения позволили группе Принстона разработать более гибкую версию критической бета-версии 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 коэффициент масштабирования, который составляет около 0,03 для любого значения, превышающего 2. Обратите внимание, что критическая бета масштабируется с соотношением сторон, хотя и не напрямую, поскольку также включает коэффициенты 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 приведенной выше формуле критического бета:

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

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 — важный показатель производительности, но в случае с реактором, предназначенным для производства электроэнергии, необходимо учитывать и другие практические вопросы. Среди них плотность мощности , которая дает оценку размера машины, необходимой для данной 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 значения бета ST естественным образом приведут к более высокому допустимому давлению и, следовательно, к более высокой удельной мощности. Однако это верно только в том случае, если магнитное поле остается прежним — бета — это отношение магнитной плотности к плотности плазмы.

Если представить себе тороидальную область удержания, обернутую кольцеобразными магнитами, то станет ясно, что магнитное поле на внутреннем радиусе больше, чем на внешнем - это основная проблема стабильности, которую решает электрический ток токамака. Однако разница в этой области зависит от соотношения сторон; бесконечно большой тороид будет приближаться к прямому соленоиду, в то время как ST максимизирует разницу в напряженности поля. Более того, поскольку некоторые аспекты конструкции реактора имеют фиксированный размер, соотношение сторон может быть изменено в определенных конфигурациях. Например, в производственных реакторах будет использоваться толстое «одеяло», содержащее литий, вокруг активной зоны реактора, чтобы улавливать высвобождаемые нейтроны высокой энергии, как для защиты остальной массы реактора от этих нейтронов, так и для производства трития в качестве топлива. Размер бланкета является функцией энергии нейтрона, которая в реакции DT составляет 14 МэВ независимо от конструкции реактора. Таким образом, бланкет будет одинаковым для ST или традиционной конструкции, около метра в поперечнике.

В этом случае при рассмотрении бета-излучения необходимо дальнейшее рассмотрение общего магнитного поля. Продвигаясь внутрь через объем реактора к внутренней поверхности плазмы, мы встретим бланкет, «первую стену» и несколько пустых пространств. По мере удаления от магнита поле уменьшается примерно линейно. Если мы рассмотрим эти компоненты реактора как группу, мы сможем рассчитать 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 можно создать с помощью этого магнитного поля. 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 общий принцип, можно устранить бланкет на внутренней стороне и оставить центральный столб открытым для нейтронов. В данном случае равен нулю. Учитывая 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 традиционную конструкцию, описанную выше, с использованием сверхпроводящих магнитов с силой тока 15 Тл и толщиной бланкета 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 бета в ST, общая плотность мощности ниже, во многом из-за использования сверхпроводящих магнитов в традиционной конструкции. Эта проблема привела к значительной работе, чтобы увидеть, справедливы ли эти законы масштабирования для ST, и усилиям по увеличению допустимой напряженности поля с помощью различных методов. Работа по СНВ предполагает, что коэффициенты масштабирования у ST намного выше, но эту работу необходимо повторить при более высоких увеличениях, чтобы лучше понять масштабирование. ^[30] Исследования с использованием данных NSTX и MAST, по-видимому, подтверждают предположение о том, что при аналогичных значениях мощности поля и термоядерного синтеза, но меньшего объема, ST могут демонстрировать тройное произведение термоядерного синтеза почти в три раза выше, а прирост мощности термоядерного синтеза - в три раза выше. на порядок выше, чем у токамаков. ^[31]

Преимущества

ST имеют два основных преимущества перед традиционными конструкциями.

Первый – практичный. При использовании схемы ST тороидальные магниты в среднем размещаются гораздо ближе к плазме. Это значительно уменьшает количество энергии, необходимой для питания магнитов, чтобы достичь любого конкретного уровня магнитного поля внутри плазмы. Магниты меньшего размера стоят дешевле, что снижает стоимость реактора. Выигрыш настолько велик, что сверхпроводящие магниты могут не потребоваться, что приведет к еще большему снижению затрат. СТАРТ поместил вторичные магниты внутри вакуумной камеры, но в современных машинах они вынесены наружу и могут быть сверхпроводящими. ^[32]

Другие преимущества связаны со стабильностью плазмы. С самых первых дней исследований в области термоядерного синтеза проблемой создания полезной системы был ряд нестабильностей плазмы , которые появлялись только по мере того, как условия эксплуатации приближались к условиям, полезным для термоядерной энергии. В 1954 году Эдвард Теллер провел встречу, посвященную некоторым из этих проблем, и отметил, что, по его мнению, плазма была бы по своей природе более стабильной, если бы она следовала выпуклым магнитным силовым линиям, 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 по спиральным магнитным линиям. Это поочередно перемещает плазму снаружи области удержания внутрь. Находясь снаружи, частицы толкаются внутрь по вогнутой линии. Когда они движутся внутрь, они выталкиваются наружу по выпуклой линии. Таким образом, согласно рассуждениям Теллера, плазма по своей природе более стабильна во внутренней части реактора. На практике фактические пределы определяются « коэффициентом безопасности » q , который варьируется в зависимости от объема плазмы. ^[34]

В традиционном токамаке круглого сечения плазма находится внутри и снаружи тора примерно одинаковое время; немного меньше внутри из-за меньшего радиуса. В усовершенствованном токамаке с D-образной плазмой внутренняя поверхность плазмы значительно увеличена и частицы проводят там больше времени. Однако в обычной конструкции с высоким A q меняется лишь незначительно по мере движения частицы, поскольку относительное расстояние изнутри наружу мало по сравнению с радиусом машины в целом (определение соотношения сторон). В машине ST разница между «внутри» и «снаружи» в относительном выражении намного больше, и частицы проводят гораздо больше времени «внутри». Это приводит к значительному улучшению стабильности. ^[30]

Можно построить традиционный токамак, работающий на более высоких бетах, за счет использования более мощных магнитов. Для этого необходимо увеличить ток в плазме, чтобы создать тороидальное магнитное поле нужной величины. Это приближает плазму все ближе к пределам Тройона, где возникает нестабильность. Конструкция ST благодаря своей механической конструкции имеет гораздо лучшую добротность и, таким образом, позволяет использовать гораздо большую магнитную мощность до появления нестабильностей. Обычные проекты достигли предела Тройона около 3,5, тогда как СНВ продемонстрировал работоспособность на уровне 6. ^[22]

Недостатки

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

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

Второй вопрос является одновременно преимуществом и недостатком. ST настолько мал, по крайней мере в центре, что места для сверхпроводящих магнитов практически нет. Это не является препятствием для конструкции, поскольку поля от обычных магнитов с медной обмоткой 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 ^{, что намного} ниже, чем это возможно при традиционной компоновке. Это накладывает дополнительные ограничения на допустимое давление плазмы. ^[35] Однако отсутствие сверхпроводящих магнитов значительно снижает цену системы, потенциально компенсируя эту проблему экономически.

Отсутствие экранирования также означает, что магнит напрямую контактирует с внутренней частью реактора. На него действует полный поток нагрева плазмы и нейтроны, генерируемые в результате реакций синтеза. На практике это означает, что колонну придется заменять довольно часто, вероятно, порядка года, что сильно повлияет на эксплуатационную готовность реактора. ^[36] В производственных условиях доступность напрямую связана со стоимостью производства электроэнергии. В настоящее время проводятся эксперименты, чтобы выяснить, можно ли заменить проводник плазменным z-пинчем ^[37] или жидкометаллическим проводником ^[38] .

Наконец, крайне асимметричные поперечные сечения плазмы и плотно намотанные магнитные поля требуют для их поддержания очень высоких тороидальных токов. Обычно для этого потребуется большое количество вторичных систем нагрева, таких как инжекция нейтрального луча. Они энергетически дороги, поэтому для экономичной работы конструкция ST опирается на высокие пусковые токи . ^[35] К счастью, большое удлинение и треугольная форма являются характеристиками, которые вызывают эти токи, поэтому вполне возможно, что ST действительно будет более экономичным в этом отношении. ^[39] Это область активных исследований.

Список машин ST

Ушедший на пенсию

• Малый токамак с малым удлинением (START), Великобритания. Оборудование, используемое для Proto-Sphera, Италия

Оперативный

• Веб-сайт ST25. Архивировано 21 апреля 2017 г. в Wayback Machine , Tokamak Energy , Великобритания.
• Мегаамперный сферический токамак , веб-сайт MAST. Архивировано 26 июля 2011 г. в Wayback Machine , Центр термоядерной энергетики Калхэма , Великобритания.
• Сайт «Глобус-М», Институт Иоффе , Россия
• NSTX , веб-сайт NSTX, Принстонская лаборатория физики плазмы , США
• Веб-сайт Прото-Сферы. Архивировано 3 марта 2011 г. на Wayback Machine (с использованием оборудования START), ВДНХ , Италия.
• TST-2. Архивировано 22 июля 2011 г. в Wayback Machine , Токийский университет , Япония.
• КВЕСТ, Университет Кюсю , Япония
• SUNIST. Архивировано 7 марта 2012 г. в Wayback Machine , Университет Цинхуа , Китай.
• ПЕГАС , веб-сайт ПЕГАС. Архивировано 27 мая 2011 г. в Wayback Machine , Университет Висконсина-Мэдисона , США.
• Веб-сайт ETE. Архивировано 19 мая 2011 г. в Wayback Machine , Национальный институт космических исследований , Бразилия.

В разработке

• Обновление УРАНИИ с Пегаса

Предложенный

• Сферический токамак для производства энергии (STEP), Великобритания
• Китайский испытательный реактор термоядерного синтеза (CFETR)

Рекомендации

Цитаты

1. Многие современные конструкции токамаков обычно достигают значений порядка ~ 1 × 10 ²¹ кэВ • секунд/м ³ . ^[2]

1. «Три критерия Лоусона». ЕВРОФьюжн . Архивировано из оригинала 20 ноября 2015 г. Проверено 20 ноября 2015 г.
2. Дж. Миядзава1; Р. Сакамото1; Х. Ямада1; М. Кобаяши1; С. Масузаки1; Т. Морисаки1; Н. Охьябу1; А. Комори1; О. Мотодзима1 и экспериментальная группа LHD (2008 г.). «Тройной продукт синтеза и предел плотности плазмы с внутренним диффузионным барьером высокой плотности в LHD» (PDF) . ЭКА . 35-я конференция EPS по физике плазмы. Херсониссос, 9–13 июня 2008 г. Том. 32Д. Р-1.076. Архивировано из оригинала (PDF) 15 августа 2011 года . Проверено 1 июня 2011 г.{{cite conference}}: CS1 maint: numeric names: authors list (link)
3. Лоусон, Джон (1957). «Некоторые критерии энергетического термоядерного реактора». Труды Физического общества Б. 70 (1): 6. Бибкод : 1957PPSB...70....6L. дои : 10.1088/0370-1301/70/1/303.
4. Вессон, Джон (2004). Токамаки (3-е изд.). Кларендон Пресс. п. 115.
5. Сайкс 1997, стр. Б247.
6. «Реакция на будущее». Новый учёный . Том. 82, нет. 1156. Деловая информация Рида. 24 мая 1979 г. с. 630.^{[ постоянная мертвая ссылка ]}
7. Сайкс 2008, с. 10.
8. Бартон, CJ; Стрелов, Р.А. (27 июня 1963 г.). Одеяла для термоядерных реакторов (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала (PDF) 31 января 2016 г.
9. Джасби, DL (1987). «Выбор концепции тороидального термоядерного реактора для реактора магнитного термоядерного синтеза». Журнал термоядерной энергетики . 6 (1): 65–88. Бибкод : 1987JFuE....6...65J. дои : 10.1007/BF01053332. S2CID  55160262.
10. «Оценка концепции Риггатрона». Управление военно-морских исследований. Архивировано из оригинала 21 августа 2007 г.
11. Чарльз Кессель, «Что такое усовершенствованный токамак», Spring APS, Филадельфия, 2003 г.
12. YK Мартин Пэн, «Сферический тор, компактный синтез с низким выходом»., ORNL/FEDC-87/7 (декабрь 1984 г.)
13. Braams & Scott 2002, стр. 225.
14. YK Мартин Пэн, "Компактные сферические торы DT Fusion в скромных полях", CONF-850610-37 (декабрь 1985 г.)
15. TJ McManamy et al., «Изготовление и тестирование магнитов STX до 18T». Архивировано 8 января 2023 г. в Wayback Machine , Martin Marietta Energy Systems, декабрь 1988 г.
16. Сайкс 2008, с. 11.
17. Брюнс, Х.; Брендель, Р.; Раупп, Г.; Штайгер, Дж. «Исследование предельного токамака с низким удлинением в эксперименте со сферомаком в Гейдельберге». Термоядерная реакция . 27 (12). 2178.
18. Сайкс 1998, с. 1.
19. «Дерек Робинсон: физик, посвятивший себя созданию безопасной формы энергии путем термоядерного синтеза». Архивировано 8 января 2023 г. в Wayback Machine The Sunday Times , 11 декабря 2002 г.
20. Сайкс, Алан; и другие. (1992). «Первые результаты эксперимента СТАРТ». Термоядерная реакция . 32 (4): 694. дои : 10.1088/0029-5515/32/4/I16. S2CID  250817374.
21. Сайкс 1997, с. Б248.
22. Sykes 2008, с. 29.
23. Сайкс 1998, с. 4.
24. Сайкс 2008, с. 18.
25. Эксперимент PROTO-SPHERA, инновационная схема изоляции для Fusion. Архивировано 2 мая 2018 г. 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 Прото-Сферы ] (на итальянском языке), Cronache dal Silenzio, В обычных реакторах предпринимаются попытки предотвратить образование нестабильностей, поскольку они могут вызвать плазма вырвется с пути, установленного магнитным полем, и повредит внутренние стенки реактора. Чтобы ограничить это, поверхность плазменного тороида обычно моделируется так, чтобы нестабильности концентрировались в области, которая может быть свободно повреждена, называемой дивертором . Вместо этого в Прото-Сфере используются нестабильности: делая столб нестабильным, он схлопывается в сферический тороид, используя явление магнитного пересоединения : явление, которое имеет место в плазме и при котором магнитная энергия плазмы преобразуется в кинетическую. энергия самой плазмы.
27. Сайкс 2008, с. 20, изображения.
28. Фрейдберг 2007, с. 414.
29. Фрейдберг 2007, с. 413.
30. Сайкс 2008, с. 24.
31. Костли, AE; Макнамара, СЭМ (07 января 2021 г.). «Термоядерные характеристики сферических и обычных токамаков: значение для компактных пилотных установок и реакторов». Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез . 63 (3): 035005. Бибкод : 2021PPCF...63c5005C. дои : 10.1088/1361-6587/abcdfc . ISSN  0741-3335.
32. Сайкс 2008, с. 13, примеры.
33. Герман, Робин (1990). Термоядерный синтез: поиск бесконечной энергии . Издательство Кембриджского университета. п. 30.
34. Фрейдберг 2007, с. 287.
35. Фрейдберг 2007, с. 412.
36. Сайкс 2008, с. 43.
37. Микоцци, П.; Алладио, Ф.; Манкузо, А.; Рожье, Ф. (сентябрь 2010 г.). «Идеальные пределы МГД-устойчивости конфигурации ПРОТО-СФЕРА». Термоядерная реакция . 50 (9). 095004. Бибкод : 2010NucFu..50i5004M. дои : 10.1088/0029-5515/50/9/095004. S2CID  54808693.
38. Ицань Ву; Лицзянь Цю; Исюэ Чен (ноябрь 2000 г.). «Концептуальное исследование жидкометаллического центрального проводника в сферических реакторах токамака». Термоядерная инженерия и дизайн . 51–52: 395–399. Бибкод : 2000FusED..51..395W. doi : 10.1016/S0920-3796(00)00301-X. ISSN  0920-3796.
39. Сайкс 2008, с. 31.

Библиография

• Браамс, CM; Скотт, ЧП (2002). Ядерный синтез: полвека исследований термоядерного синтеза с магнитным удержанием . Тейлор и Фрэнсис. ISBN 0-7503-0705-6.
• Фрейдберг, Джеффри (2007). Физика плазмы и термоядерная энергия . Издательство Кембриджского университета.
• Сайкс, Алан; и другие. (1997). «Высокие β-характеристики сферического токамака СТАРТ» (PDF) . Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез . 39 (12Б): Б247–Б260. Бибкод : 1997PPCF...39B.247S. дои : 10.1088/0741-3335/39/12B/019. S2CID  250831717. Архивировано из оригинала (PDF) 7 марта 2012 г. Проверено 18 января 2011 г.
• Сайкс, Алан; и другие. (команды СТАРТ, НБИ, МАСТ и Теория) (20 ноября 1998 г.). «Программа сферического токамака в Калхэме» (PDF) . Термоядерная реакция . 39 (9Y) (опубликовано в сентябре 1999 г.). 1271. дои : 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 года.61 слайд

Внешние ссылки

• Сферические токамаки - список экспериментов ST на сайте tokamak.info (DEAD-ссылка, январь 2015 г.)
• Список ST за 2012 год
• Центр термоядерной энергии Калхэма. Архивировано 13 сентября 2010 г. в Wayback Machine - сферические токамаки в Калхэме, Великобритания, включая подробности экспериментов MAST и START.