Tokamak

A Tokamak ( toroid kamra mágnestekercsekkel ) egy toroid rendszer a plazma mágneses bezárására, hogy elérje a szabályozott termonukleáris fúzió létrejöttéhez szükséges feltételeket .

A tokamak plazmáját nem a kamra falai tartják, amelyek nem képesek ellenállni a termonukleáris reakciókhoz szükséges hőmérsékletnek , hanem egy speciálisan létrehozott kombinált mágneses tér  - a plazmaoszlopon átfolyó toroidális külső és poloidális árammező. Más berendezésekhez képest, amelyek mágneses mezőt használnak a plazma korlátozására, az elektromos áram használata a tokamak fő jellemzője. A plazmában lévő áram biztosítja a plazma melegítését és a plazmaoszlop egyensúlyának fenntartását a vákuumkamrában. Ez a tokamak különösen különbözik a sztellarátortól , amely az egyik alternatív elzárási séma, amelyben mind a toroidális, mind a poloidális mezőket külső felhasználással hoznak létre.mágneses tekercsek .

A tokamak reaktort jelenleg az ITER nemzetközi tudományos projekt részeként fejlesztik .

Történelem

A szabályozott termonukleáris fúzió ipari célú alkalmazására vonatkozó javaslatot, valamint a magas hőmérsékletű plazma elektromos térrel történő hőszigetelését alkalmazó speciális sémát először O. A. Lavrentiev szovjet fizikus fogalmazta meg egy 1950 közepén megjelent munkájában. Ez a munka katalizátorként szolgált a szabályozott termonukleáris fúzió problémájával foglalkozó szovjet kutatásokhoz [1] . A. D. Sakharov és I. E. Tamm 1951-ben javasolta a séma módosítását egy olyan termonukleáris reaktor elméleti alapjait javasolva, ahol a plazma tórusz alakú lenne, és mágneses tér tartaná. Ugyanebben az időben ugyanezt az ötletet amerikai tudósok is javasolták, de az 1970-es évekig "elfelejtették" [2] .

A "tokamak" kifejezést 1957-ben [3] Igor Nyikolajevics Golovin , Kurcsatov akadémikus tanítványa alkotta meg . Kezdetben úgy hangzott, mint a " tokamag " - a " toroidal chamber magnetic" szavak rövidítése , de N. A. Yavlinsky , az első toroid rendszer szerzője azt javasolta, hogy a "-mag" helyett " -mak "-t jelöljön az eufónia kifejezésére [4] . Később ezt a nevet számos nyelv kölcsönözte.

Az első tokamak 1954 -ben épült [5] , és sokáig csak a Szovjetunióban léteztek tokamak. Csak 1968 után , amikor az Atomenergia Intézetben épített T-3 tokamakon. I. V. Kurchatov L. A. Artsimovich akadémikus irányítása alatt elérte a plazma 1 keV elektronhőmérsékletét (ami [6] 11,6 millió °C -nak felel meg ) [7] [8] és angol tudósok a culhami laboratóriumból (Nicol Peacock és mások) felszereléseikkel [9] érkeztek a Szovjetunióba , méréseket végeztek a T-3-on, és megerősítették ezt a tényt [10] [11] , amit először nem akartak elhinni, a tokamakok valódi fellendülése kezdődött. a világban. 1973-tól Borisz Boriszovics Kadomcev vezette a tokamak plazmafizikai kutatási programot .

Jelenleg a tokamak a legígéretesebb eszköz a szabályozott termonukleáris fúzióhoz [12] .

Eszköz

A fő probléma

A termonukleáris plazmában a pozitív töltésű ionok és a negatív töltésű elektronok nagyon nagy energiával és ennek megfelelően nagy sebességgel rendelkeznek. A fúziós folyamat fenntartásához a forró plazmarészecskéket a központi régióban kell tartani, különben a plazma gyorsan lehűl. A mágneses bezártságú fúziós eszközök azt a tényt használják fel, hogy a mágneses térben töltött részecskék Lorentz-erőt tapasztalnak, és az erővonalak mentén spirálisan mozognak [13] .

A legegyszerűbb mágneses visszatartó rendszer egy szolenoid. A mágnesszelepben lévő plazma spirálisan körbefut a középpontján lefutó erővonalak körül, megakadályozva az oldalirányú mozgást. Ez azonban nem akadályozza meg a mozgást a végek felé. A kézenfekvő megoldás az, hogy a mágnestekercset körbe hajlítjuk, tóruszt képezve. Azonban bebizonyosodott, hogy egy ilyen elrendezés nem egységes; pusztán geometriai okokból a tórusz külső szélén a mező kisebb, mint a belsőnél. Ez az aszimmetria azt okozza, hogy az elektronok és ionok átsodródnak a mezőn, és végül eltalálják a tórusz falait [14] .

A megoldás az, hogy a vonalakat úgy alakítjuk, hogy azok ne csak a tórusz körül menjenek, hanem úgy csavarodjanak, mint a csíkok a nyalókán. Egy ilyen mezőben bármelyik részecske a külső élre kerülne, ahol egy irányba, mondjuk felfelé sodródna, majd a tórusz körüli mágneses vonalát követve a belső szélén kötne ki, ahol sodródna. a másik út. Ez a megoldás nem ideális, de a számítások szerint ez elegendő ahhoz, hogy a fűtőanyag hasznos ideig a reaktorban maradjon [13] .

TOKAMAK megoldás

Az első két megoldás a szükséges csavart kialakítás létrehozására a sztellarátor volt, amely ezt egy mechanikus eszközzel tette, amely megcsavarta a teljes tóruszt, és a z-csípős kialakítás, amely elektromos áramot vezetett át a plazmán, hogy létrehozzon egy második mágneses teret. ugyanarra a célra. Mindkét megoldás jobb plazmazáródási időt mutatott az egyszerű tóruszhoz képest, de mindkettőben sok olyan hiba is felbukkant, amelyek a részecskeenergiás reaktorokból a stabilitási határ feletti plazmaveszteséget okozták.

Fizikai felépítésében a tokamak lényegében megegyezik a z-pinch koncepcióval. A kulcsfontosságú újítás az volt, hogy felismerték, hogy az instabilitás, amely a csípés plazmavesztését okozza, szabályozható [15] . A probléma az volt, hogy a margók mennyire „ kígyósak ” voltak; azok a mezők, amelyek a részecskék többszöri be- és kiáramlását okozták egy hosszú tengelyű tórusz körüli pályánként, sokkal stabilabbak voltak, mint a kevésbé csavart eszközök. A fordulatok és a pályák aránya biztonsági tényezőként vált ismertté, amelyet q -val jelöltünk . A korábbi eszközök q -nál közel 1⁄3 - nál működnek, míg a tokamak q >> 1 - nél . Ez több nagyságrenddel növeli a stabilitást.

A probléma alaposabb mérlegelése felveti a mágneses tér függőleges (a forgástengellyel párhuzamos) komponensének szükségességét. A toroid plazmaáram Lorentz-ereje függőleges térben olyan belső erőt biztosít, amely egyensúlyban tartja a plazma tóruszát.

Egyéb kérdések

A tokamak általános értelemben megoldja a plazmastabilitás problémáját, de a plazma számos dinamikus instabilitásnak is ki van téve. A plazmaoszlop hajlításának instabilitását nagymértékben elnyomja a tokamak elrendezése, ami a tokamak megoldás magas biztonsági tényezőit jelzi. A plazmaszál-törések hiánya lehetővé tette, hogy a tokamak sokkal magasabb hőmérsékleten működjön, mint a korábbi gépek, és ez sok új jelenség megjelenését tette lehetővé.

Az egyiket, a banánpályát a tokamak részecskeenergiájának széles skálája okozza – az üzemanyag nagy része forró, de bizonyos százaléka sokkal hidegebb. A tokamak mezőinek erős csavarodása miatt a részecskék az erővonalukat követve gyorsan a belső élre, majd a külső szélre mozdulnak. Ahogy befelé haladnak, a térkoncentráció kisebb sugara miatt növekvő mágneses mezőknek vannak kitéve. Az üzemanyagban lévő alacsony energiájú részecskék visszapattannak erről a növekvő mezőről, és elkezdenek visszafelé mozogni az üzemanyagon keresztül, ütközve a magasabb energiájú atommagokkal, és kiszórják azokat a plazmából. Ez a parazita folyamat a tüzelőanyag részleges elvesztéséhez vezet a reaktorból [16] .

Hatékonyság, gyújtás és Q

Minden szabályozott fúziós eszköz egyik első célja a nullszaldó elérése , vagyis az a pont, ahol a fúziós reakciók által felszabaduló energia megegyezik a reakció fenntartásához felhasznált energia mennyiségével. A kibocsátott energia és a bevitt energia arányát Q-val jelöljük, a nullszaldó pedig Q-nak felel meg 1-nél. Q egynél többre van szükség ahhoz, hogy egy reaktor tiszta energiát állítson elő. Gyakorlati okokból kívánatos, hogy a Q érték lényegesen magasabb legyen.

A Q egyensúly elérése után a plazmaoszlop önmelegszik, ami általában gyorsan növekvő Q-hoz vezet. Ennek oka az a tény, hogy a legáltalánosabb termonukleáris üzemanyag fúziós reakciói során felszabaduló energia egy része, a deutérium és a deutérium keveréke. trícium 50:50 arányban, alfa-részecskék formájában van. Összeütközhetnek a plazmában lévő üzemanyag-magokkal, és tovább melegíthetik azt, csökkentve a szükséges külső hőmennyiséget. Egy bizonyos ponton, amelyet gyújtásnak neveznek, ez a belső önmelegedés elegendő ahhoz, hogy a láncreakciót minden külső melegítés nélkül tartsa, ami végtelen Q-nak felel meg.

A tokamak esetében ez az önmelegedési folyamat maximalizálható, ha az alfa-részecskék elég sokáig maradnak az üzemanyagban ahhoz, hogy az üzemanyaggal ütközhessenek. Mivel az alfa-komponensek elektromosan feltöltöttek, ugyanazok a mezők vannak kitéve rájuk, amelyek az üzemanyag-plazmát korlátozzák. Az üzemanyagban eltöltött idő maximalizálható, ha a pályájuk a plazmában marad. A jelenség akkor figyelhető meg, ha a plazmában az elektromos áram körülbelül 3 MA [17] .

Továbbfejlesztett TOKAMAK és

Az 1970-es évek elején, amikor Princetonban kutatásokat végeztek a nagy teljesítményű szupravezető mágnesek használatáról a tokamakok jövőbeni tervezésében, tanulmányozták azok elrendezését. Észrevették, hogy a fő toroid tekercsek elrendezése azt jelenti, hogy lényegesen nagyobb a feszültség a mágnesek között a görbületen belül, ahol közelebb vannak egymáshoz. Ezt szem előtt tartva a kutatók megjegyezték, hogy a mágneseken belüli feszítőerők igazodnának, ha nem O, hanem D alakúak lennének. Ez a megoldás a "Princeton D-tekercs" néven vált ismertté.

Korábban a D alakú megoldáshoz folyamodtak, bár teljesen más okokból. A biztonsági tényező a plazmaköteg tengelye mentén változik; pusztán geometriai okokból mindig kisebb a plazmának a gép középpontjához legközelebb eső belső szélén, mert ott rövidebb a hosszú tengely. Ez azt jelenti, hogy egy gép, amelynek átlagos {{{1}}} értéke 1-nél kisebb lehet bizonyos területeken. Az 1970-es években azt javasolták, hogy ennek ellensúlyozására és egy magasabb átlagos q-val rendelkező terv létrehozására az volt, hogy a mágneses tereket úgy alakítják ki, hogy a plazma csak a tórusz külső, D vagy C alakú felét töltse ki. a normál kör keresztmetszet.

Az egyik első D-plazmagép a JET volt, amelyet 1973-ban kezdtek fejleszteni. Ez a döntés elméleti és gyakorlati okokból egyaránt megszületett; mivel az erő nagyobb a tórusz belső szélén, nagyobb nettó erő nyomja befelé az egész reaktort. A D-alak megmutatta előnyét, hogy csökkenti a keletkező erőt, és a megtámasztott belső élt is laposabbá tette, így a plazma zsinór könnyebben fogható volt [18] . Az általános elrendezést vizsgáló kód észrevette, hogy a nem kör alakú forma lassan függőlegesen eltolódik, ami egy aktív visszacsatoló rendszer hozzáadásához vezetett a középen tartás érdekében. [19] Miután a JET ezt az elrendezést választotta, a General Atomics Doublet III csapata áttervezte ezt a járművet D-alakú keresztmetszetű D-IIID-re, és jóváhagyták a japán JT-60-as kivitelhez is. Azóta ez az elrendezés nagyrészt univerzálissá vált.

Valamennyi fúziós reaktorban tapasztalható probléma az, hogy a nehezebb elemek jelenléte megnövekedett sebességű energiaveszteséget okoz, ami lehűti a plazmát. A fúziós energia fejlesztésének nagyon korai szakaszában megoldást találtak erre a problémára - egy terelőt , valójában egy nagy tömegspektrométert, amely meghatározta a nehezebb elemek kibocsátását a reaktorból. Ez eredetileg a sztellarátor tervezésének része volt , amelybe a mágneses tekercseket könnyen integrálták. A jövőben azonban a tokamak elterelőjének létrehozása nagyon nehéz tervezési problémának bizonyult.

A plazmaoszlop energiáinak növekedése súlyosbította a plazma által a zárkamra falára gyakorolt ​​hőterhelés problémáját. Vannak olyan anyagok, amelyek elbírják ezt a terhelést, de ezek drágák és nehézfémek. Amikor az ilyen anyagok forró ionokkal ütközve porrá törnek, atomjaik keverednek az üzemanyaggal, és gyorsan lehűtik. A legtöbb tokamak-konstrukcióban alkalmazott megoldás a dugó, egy kis könnyűfém gyűrű, amely benyúlik a kamrába úgy, hogy a plazma eltalálja azt, mielőtt a falakba ütközne. Ez tönkretette a konténmentet, és atomjai keveredtek az üzemanyaggal, de ezek a könnyebb anyagok kevesebb kárt okoznak, mint a falak. Amikor a reaktorok D-plazmára váltottak, gyorsan észrevették, hogy elszabadult plazmarészecskék folyama is kialakulhat. Idővel ez arra az ötletre vezetett, hogy a mezőket egy belső terelő létrehozására használják, amely kidobja a nehezebb elemeket az üzemanyagból, jellemzően a reaktor alja felé. Ott egy folyékony lítiumfém medencét használnak afféle visszatartó erőként; részecskék eltalálják, és gyorsan lehűlnek, és lítiumban maradnak. Ez a belső medence elhelyezkedése miatt sokkal könnyebben hűthető, és bár a lítium atomok egy része bejut a plazmába, nagyon alacsony tömege miatt sokkal kisebb probléma, mint a korábban használt legkönnyebb fémek.

Az újonnan kialakított plazma üzemmódjainak tesztelése során észrevették, hogy a mezők és a plazmaparaméterek bizonyos konfigurációi néha átmennek az úgynevezett magas bezártság vagy H-módba, amely stabilan működik magasabb hőmérsékleten és nyomáson. A sztellarátoroknál is látható H-módú működés jelenleg a tokamak fő tervezési célja.

Ezenkívül a plazmaoszlop sűrűségkülönbsége belső elektromos áramokat okoz. Ezt a jelenséget bootstrap áramnak nevezik, és lehetővé teszi, hogy egy megfelelően megtervezett reaktor a mágneses erővonalak automatikus elcsavarásához szükséges belső áram egy részét generálja anélkül, hogy azt külső forrásból kellene táplálni. Ennek a megoldásnak számos előnye van, és minden modern kialakítás igyekszik a teljes áramból a lehető legtöbbet előállítani a bootstrap folyamaton keresztül.

Az 1990-es évek elejére ezeknek és más jellemzőknek a kombinációja hozta létre a „fejlett tokamak” koncepcióját. Ez képezi a modern kutatás alapját, beleértve az ITER-t is.

Plazmazavar

A tokamakok ki vannak téve az úgynevezett „hibáknak”, amelyek miatt a korlátozás ezredmásodpercek alatt elveszik. Két fő mechanizmus létezik. Az egyik esetben, a "Vertical Displacement Event" (VDE), az összes plazma függőlegesen mozog, amíg meg nem érinti a vákuumkamra tetejét vagy alját. Másrészt a „komoly zavar”, a hosszú hullámhosszú, nem tengelyszimmetrikus magnetohidrodinamikai instabilitás a plazma nem szimmetrikus formáját kelti, gyakran a kamra tetejébe és aljába préselődik [20] . Amikor a plazma megérinti az ér falát, gyors lehűlésen vagy "termikus kioltáson" esik át. Súlyos pusztulás esetén ez általában a koncentrált plazmaáram rövid távú növekedésével jár együtt. A kioltás végül a benne lévő plazma megsemmisüléséhez vezet. Súlyos hiba esetén az áramerősség ismét leesik, "áramkioltás". A VDE-ben nincs kezdeti áramnövekedés, és a termikus és az áramkioltás egyszerre történik. [20] Mindkét esetben a plazma hő- és elektromos terhelése gyorsan átkerül a reaktortartályba, amelynek el kell viselnie ezeket a terheléseket. Az ITER-t 2600 ilyen esemény feldolgozására tervezték fennállása során . [21]

A modern, nagyenergiájú eszközök esetében, amelyekben a plazmaáramok ITERenként 15 megaamper nagyságrendűek, lehetséges, hogy egy súlyos meghibásodás során az áram rövid távú növekedése meghalad egy kritikus küszöböt. Ez akkor történik, amikor az áram olyan erőt hoz létre az elektronokon, amely meghaladja a súrlódási erőket a plazmában lévő részecskék ütközésekor. Ebben az esetben az elektronok gyorsan relativisztikus sebességre gyorsíthatók, úgynevezett „elfutó elektronok” jönnek létre egy relativisztikus elszabadult elektronlavinában [21] , és megtartják energiájukat akkor is, ha az áramot a plazma fő részében kioltják. A meghibásodás kis területen elérheti a 12 megaamper áramerősséget, ami meghaladja minden mechanikus vákuumkamra szigetelési megoldás lehetőségeit [20] . A tokamakokat úgy tervezték, hogy minimális kárt okozzanak a plazma csípésének megszakadásával járó, véges számú eseménynél, egészen a reaktor teljes meghibásodásáig.

Plazma fűtés

Egy működő fúziós reaktorban a megtermelt energia egy része a plazma hőmérsékletének fenntartását szolgálja, mivel friss deutériumot és tríciumot szállítanak . A reaktor indításakor azonban – akár kezdetben, akár egy ideiglenes leállítás után – a plazmát 10 keV (100 millió Celsius-fok feletti) üzemi hőmérsékletre kell felmelegíteni. A jelenlegi mágneses fúziós kísérletek tokamákon (és másokon) nem termelnek elegendő energiát a plazma hőmérsékletének fenntartásához, ezért állandó külső fűtést kell biztosítani. Kínai kutatók 2006-ban létrehoztak egy kísérleti fejlett szupravezető tokamakot (EAST), amelyről úgy tartják, hogy 100 millió Celsius fokos plazmahőmérsékletet tart fenn (a Nap 15 millió Celsius fok), ami szükséges a hidrogénatomok közötti fúzió elindításához. legutóbbi teszt. EAST-ben végezték (a tesztet 2018 novemberében végezték).

RF fűtés

A nagyfrekvenciás elektromágneses hullámokat a tóruszon kívüli oszcillátorok (gyakran girotronok vagy klisztronok ) generálják. Ha a hullámok frekvenciája (vagy hullámhossza ) és polarizációja megfelelő, akkor energiájuk átadható a plazmában lévő töltött részecskéknek , amelyek viszont ütköznek más plazmarészecskékkel, ezáltal megemelkedik a plazma teljes hőmérséklete a térfogatban. Különféle módszerek léteznek, beleértve az elektronciklotron-rezonancia fűtést (ECRH) és az ionciklotron-rezonancia fűtést. Ezt az energiát általában a mikrohullámú tartományban továbbítják.

Plazmaszál rezisztív melegítése

Mivel a plazma elektromos vezető, felmelegíthető, ha áramot vezetünk át rajta; az indukált áram, amely a poloidális mező nagy részét biztosítja, a kezdeti fűtés fő forrása is.

Az indukált áram által okozott felmelegedést ohmos (vagy rezisztív) fűtésnek nevezzük; ez ugyanaz a fűtési mód, mint egy villanykörtében vagy egy elektromos fűtőberendezésben. A keletkező hő a plazma ellenállásától és a rajta áthaladó elektromos áram mennyiségétől függ. De ahogy a fűtött plazma hőmérséklete nő, az ellenállás csökken, és az ohmos fűtés kevésbé hatékony. Kiderült, hogy a tokamak ohmos melegítésével elért maximális plazma hőmérséklet 20-30 millió Celsius fok. A még magasabb hőmérséklet eléréséhez további fűtési módszereket kell alkalmazni.

Az áramot a plazma tóruszhoz csatlakoztatott elektromágneses tekercsen keresztül folyamatosan növekvő áram indukálja: a plazma egy transzformátor szekunder tekercsének tekinthető. Lényegében ez egy impulzusos folyamat, mivel a primer tekercsen áthaladó áramnak van korlátozása (a hosszú impulzusok esetében más határértékek is vannak). Ezért a tokamakoknak vagy rövid ideig kell működniük, vagy más fűtési és áramforrásra kell támaszkodniuk.

Plazmaszál mágneses tömörítése

A gáz éles tömörítéssel felmelegíthető. Hasonlóképpen, a plazma hőmérséklete növekszik, ha gyorsan összenyomja a határoló mágneses tér növekedésével. A tokamakban ezt az összehúzódást úgy érik el, hogy a plazmát egyszerűen egy erősebb mágneses mezővel rendelkező tartományba mozgatják (azaz sugárirányban befelé). Mivel a plazmakompresszió közelebb hozza egymáshoz az ionokat, az eljárás azzal a járulékos előnnyel jár, hogy könnyebben elérhető a fúziós reaktorhoz szükséges sűrűség.

A mágneses tömörítés korai szakaszában a kutatás területe volt .  tokamak stampede ”, és ez volt az egyik fő fejlesztés, az ATC célja. Azóta ez a koncepció nem terjedt el széles körben, bár egy kissé hasonló koncepció a General Fusion tudományos fejlődésének része.

Neutral Beam Injection

A semleges sugárinjektálás magában foglalja a nagy energiájú (gyorsan mozgó) atomok vagy molekulák bejuttatását egy ohmikusan fűtött plazmába, amelyet mágneses tér tart a tokamak belsejében.

A nagy energiájú atomok ionok formájában keletkeznek az ívkamrában, majd kilökődnek a nagyfeszültségű hálózaton keresztül. Az "ionforrás" kifejezést általában olyan összeállításra használják, amely elektronkibocsátó szálakból, egy ívkamra térfogatából és egy sor kipufogó rácsból áll. Egy másik, hasonló koncepciójú eszközt használnak az elektronok külön-külön, azonos energiára gyorsítására. Az elektronok könnyebb tömege miatt ez az eszköz sokkal kisebb, mint ionos megfelelője. A két nyaláb ezután keresztezi egymást, ahol az ionok és elektronok semleges atomokká egyesülnek, lehetővé téve számukra, hogy áthaladjanak a mágneses mezőkön.

Amint a semleges sugár belép a tokamakba, kölcsönhatások lépnek fel a fő plazmaionokkal. Ennek két hatása van. Először a bevezetett atomok újraionizálódnak és feltöltődnek, ezáltal a reaktor belsejében csapdába esnek, és növelik a tüzelőanyag tömegét. Másodszor, az ionizációs folyamat a tüzelőanyag többi részének hatásainak eredményeként következik be, amelyek energiát halmoznak fel ebben az üzemanyagban, felmelegítve azt.

Ennek a fűtési típusnak nincs belső energiakorlátozása (hőmérséklet), ellentétben az ohmos módszerrel, de sebességét a fúvókákban lévő áram korlátozza. Az ionforrás extrakciós feszültsége jellemzően 50-100 kV nagyságrendű, az ITER számára pedig nagyfeszültségű negatív ionforrásokat (-1 MV) fejlesztenek. A padovai ITER semleges sugárnyaláb tesztlétesítménye lesz az első ITER-létesítmény, amely megkezdi működését [22] .

Bár a semleges sugárinjektálást elsősorban plazmafűtésre használják, diagnosztikai eszközként és visszacsatolásvezérlésre is használható, impulzussugarat generálva, amely 2–10 ms hosszú, rövid nyalábimpulzusok sorozatából áll . A semleges sugaras fűtési rendszerek fő tüzelőanyaga a deutérium, míg a hidrogént és a héliumot néha külön kísérletekhez használják.

Tokamak és jellemzőik

Összesen mintegy 300 tokamakot építettek a világon. Ezek közül a legnagyobbak az alábbiakban találhatók.

Szovjetunió és Oroszország

• A T-3  az első működőképes készülék. . 1968-ban ez a fúziós reaktor képes volt felmelegíteni a plazmát 11,6 millió Celsius-fokra.
• T-4  - a T-3 kibővített változata.
• A T-7  egy egyedülálló installáció, amelyben 1979-ben a világon először egy viszonylag nagy mágneses rendszert valósítottak meg szupravezető mágneses rendszerrel, folyékony héliummal hűtött nióbium - ón ötvözetből ( intermetallikus vegyületből ) készült vezetőkkel . A T-7 fő feladata befejeződött: elkészült a termonukleáris energetikai szupravezető mágnesszelepek következő generációjának kilátása.
• A T-10 és a PLT  a következő lépés a fúziós kutatások világában, közel azonos méretűek, azonos teljesítményűek, azonos elzáródási tényezővel. A kapott eredmények azonosak: mindkét reaktor elérte a termonukleáris fúzió hőmérsékletét, és a Lawson-kritérium szerinti késés  200-szoros.
• A T-15  egy szupravezető mágneses reaktor, amely 3,6 T indukciósmezőt ad  . 1988-ban indult, 1995-ben felfüggesztették a kísérleteket, 2012 óta korszerűsítési munkálatokat végeztek, 2021. május 18-án indult el a T-15 MD módosításban.
• T-11M  - található: TRINITY (Troitsk, Moszkva); beállítási paraméterek: plazma áram 0,1  MA , plazma hőmérséklet 400, 600  eV
• A Globus-M  az első gömb alakú tokamak Oroszországban, amelyet az FTI készítette. A. F. Ioff 1999-ben. 2018-ban megjelent a Globus-M2 továbbfejlesztett változata [23] .

Kazahsztán

• A Kazakhstan Materials Science Tokamak (KTM) egy kísérleti termonukleáris létesítmény anyagok kutatására és tesztelésére energiaterhelési módokban az ITER és a jövőbeli nagy teljesítményű termonukleáris reaktorok közelében. Helyszín - Kurchatov .

Kína

• Az EAST Hefei városában  található , Anhui tartományban.
• 1994-ben elindították a HT-7 kísérleti termonukleáris reaktort.
• Az EAST reaktor elsőként érte el a 100 millió fokos plazmafűtési határt.
• 2021-ben az EAST tokamak elérte a 120 millió Celsius fokos plazma hőmérsékletet, és ezt az értéket 101 másodpercig tartotta [24]
• 2020 decemberében Chengduban elindították a HL-2M fúziós tokamak reaktort [25] , amelyet 2017 óta építenek. A tervek szerint tesztelni fogják azokat az elveket, amelyek a kereskedelmi forgalomba hozott DEMO fúziós reaktor alapjául fognak szolgálni [26] .

Európa

• TM1-MH (1977 óta - Castor, 2007 óta - Gólem). Az 1960-as évek elejétől 1976-ig a Kurcsatov Intézetben tevékenykedett, majd a Csehszlovák Tudományos Akadémia Plazmafizikai Intézetébe helyezték át .
• JET ( Joint European Torus ) – az Egyesült Királyság Euratom szervezete hozta létre . Kombinált fűtést használ: 20 MW - semleges befecskendezés, 32 MW - ion-ciklotron rezonancia. A Lawson-kritérium 4-5-ször alacsonyabb, mint a gyújtási szint.
• A Tore Supra egy tokamak szupravezető tekercsekkel. Cadarache ( Franciaország ) kutatóközpontjában található .
• ASDEX Upgrade Tokamak a Max Planck Társaság Plazmafizikai Intézetében (IPP) a Garchingi Kutatóközpontban, Németországban.
• Az FTU (Frascati Tokamak Upgrade) egy közepes méretű fém tokamak, erős mágneses térrel. Az olaszországi Frascati Kutatóközpontban található. Az Európai Nukleáris Energia Ügynökséghez (ENEA) tartozik. A beállítási paraméterek: BT < 8T , {{{1}}} , {{{1}}} , Ip < 1,5 MA .

Franciaország

• 1988-ban a WEST tokamak (korábbi nevén Tore Supra) indult a cadarache-i nukleáris kutatóközpontban, Bouches-du-Rhone-ban Provence-ban . A Tore Supra 1988 és 2010 között működött.
• 2021-ben a leghosszabb reakcióidő rekordja 6,5 ​​perc, amelyet a WEST reaktorban állítottak fel 2003-ban.

Egyesült Államok

• A TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) a legnagyobb tokamak az Egyesült Államokban ( Princetoni Egyetem ), amely gyors semleges részecskékkel járul hozzá. A Lawson-kritérium 5,5-szer alacsonyabb, mint a gyújtási küszöb. 1997-ben zárva.
• Az NSTX ( National Spherical Torus Experiment) egy szferomak , amely jelenleg a Princeton Egyetemen működik . Az első plazmát a reaktorban 1999-ben szerezték be, két évvel a TFTR bezárása után. Az NSTX-U NSTX alapra épült, a frissítés 94 millió dollárba került, jelenleg a világ legerősebb gömb alakú tokamakja, 1 Tesla mágneses indukcióval és 10-12 megawatt hőteljesítménnyel [27] .
  
• Az Alcator C-Mod-  ot a világon a legmagasabb mágneses mező és plazmanyomás jellemzi. 1993 óta működik.
• DIII-D  – a General Atomic készítette és üzemelteti San Diego -ban .

Japán

• JT-60 - 1985 óta dolgozik a Nukleáris Kutatóintézetben.

Lásd még

• Nemzetközi termonukleáris kísérleti reaktor  (ITER)
• Sztellarátor
• Inerciálisan szabályozott termonukleáris fúzió

Jegyzetek

1. ↑ Bondarenko B. D. O. A. Lavrentiev szerepe a kérdés feltevésében és a szabályozott termonukleáris fúzióval kapcsolatos kutatások kezdeményezésében a Szovjetunióban A Wayback Machine 2017. szeptember 12-i archív másolata // UFN 171 , 886 (2001).
2. ↑ The Soviet Magnetic Confinement Fusion Program: An International future (SW 90-  ) Letöltve: 2019. június 27. Az eredetiből archiválva : 2010. november 5..
3. ↑ Shafranov V. D. CTS spirális mágneses rendszerek kilátásai  // Uspekhi Fizicheskikh Nauk . - Orosz Tudományos Akadémia , 1999. - T. 169 , 7. sz . - S. 808 . (Orosz)
4. ↑ Pogosov A. Yu., Dubkovsky V. A. Ionizáló sugárzás: radioökológia, fizika, technológia, védelem: tankönyv egyetemi hallgatóknak / Szerkesztette a műszaki tudományok doktora, Pogosov A. Yu professzor . - Odessza : Tudomány és technológia, 2013. - S. 343. - ISBN 978-966-1552-27-1 .
5. ↑ Vladimir Reshetov Ocean of Energy archív másolata 2013. november 13-án a Wayback Machine -nél // A világ körül
6. ↑ Garry McCracken, Peter Stott. Fúzió: Az Univerzum energiája . - Elsevier Academic Press , 2015. - P. 167. - ISBN 0-12-481851-X .
7. ↑ Artsimovich L. A. és munkatársai : Kísérleti tanulmányok a Tokamak létesítményekről (CN-24/B-1)  // Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség által Novoszibirszkben, 1968. augusztus 1-7 . 1. - P. 157-173.
8. ↑ Juho Miettunen. Globális szennyeződés-transzport modellezése tokamakokban nem tengelyszimmetrikus hatások jelenlétében . - Helsinki : Unigrafia Oy, 2015. - P. 19. - (Doktori Értekezések 61/2015, Aalto Egyetem kiadványsorozat). - ISBN 978-952-60-6189-4 . Archiválva : 2019. július 8. a Wayback Machine -nél
9. ↑ Robert Arnoux . Indulás Oroszországba egy hőmérővel , ITER Newsline 102 (2009. október 9.). Archiválva az eredetiből 2019. július 8-án. Letöltve: 2019. július 8.
10. ↑ Peacock NJ et al. Az elektronhőmérséklet mérése Thomson által Tokamak T3-ban  (angol)  // Nature : Journal. - 1969. - 1. évf. 224 . - P. 488-490 . - doi : 10.1038/224488a0 .
11. ↑ Velikhov E.P. Nem engedte, hogy a lélek lusta legyen. L. A. Artsimovich akadémikus 95. évfordulójára  // Az Orosz Tudományos Akadémia közleménye . - 2004. - T. 74 , 10. sz . - S. 940 . Archiválva : 2020. október 22.
12. ↑ Jeffrey P. Freidberg. Plazmafizika és fúziós energia . - Cambridge University Press, 2007. - P.  116-117 . — ISBN 978-0-521-85107-7 .
13. ↑ 12. Wesson , 1999 , p. 13.
14. ↑ Bromberg, 1982 , p. 16.
15. ↑ Kenward, 1979b , p. 627.
16. ↑ Wesson, 1999 , pp. 15–18.
17. ↑ Wesson, 1999 , p. húsz.
18. ↑ Wesson, 1999 , p. 22.
19. ↑ Wesson, 1999 , p. 26.
20. ↑ 1 2 3 Kruger, SE; Schnack, D. D.; Sovinec, C. R. (2005). „A DIII-D plazma jelentős zavarának dinamikája” (PDF) . Phys. Plazmák . 12 (5): 056113. Bibcode : 2005PhPl...12e6113K . DOI : 10.1063/1.1873872 . Archivált (PDF) az eredetiből ekkor: 2013-02-27 . Letöltve: 2021-10-21 . Elavult használt paraméter |deadlink=( súgó )
21. ↑ 1 2 Elszabadult elektronok a tokamakokban és azok mérséklése az ITER -ben Archiválva : 2021. március 8., a Wayback Machine , S. Putvinski, ITER szervezet
22. ↑ Neutral Beam Test Facility (PDF) (műszaki jelentés). Archiválva az eredetiből (PDF) , ekkor: 2016-10-10 . Letöltve: 2021-10-21 . Elavult használt paraméter |deadlink=( súgó )
23. ↑ Alexander Voytyuk. Orosz fizikusok rekord időre melegítették fel a Globus-M2 gömb alakú tokamak plazmáját . nplus1.ru . Letöltve: 2022. július 26. Az eredetiből archiválva : 2022. július 26. (határozatlan)
24. ↑ E3B1C256-BFCB-4CEF-88A6-1DCCD7666635 . Letöltve: 2021. június 1. Az eredetiből archiválva : 2021. június 1. (határozatlan)
25. ↑ Központi iroda, NucNet asbl, Brüsszel Belgium. Nukleáris fúziós/Kína Bizottság HL-2M reaktor . A Független Globális Nukleáris Hírügynökség . Letöltve: 2021. augusztus 2. Az eredetiből archiválva : 2021. augusztus 2.. (határozatlan)
26. ↑ Kína befejezi az új tokamakot – Nuclear Engineering International . www.neimagazine.com . Letöltve: 2021. augusztus 2. Az eredetiből archiválva : 2021. szeptember 19. (határozatlan)
27. ↑ Meghibásodások az NSTX-U telepítésében Archivált : 2016. október 19. a Wayback Machine -nél // 2016.10.3.

Irodalom

• Bromberg, Joan Lisa. Fúzió: Tudomány, politika és egy új energiaforrás feltalálása . - MIT Press, 1982. - ISBN 978-0-262-02180-7 .
• Wesson, John. A JET tudománya . – JET Közös Vállalkozás, 1999.
• Kotelnikov IA Előadások a plazmafizikáról. 2. kötet: Magnetohidrodinamika. - 3. kiadás - Szentpétervár. : Lan , 2021. - 446 p. - ISBN 978-5-8114-6933-8 .

Linkek

• Egy cikk a tokamakokról a "Around the World" magazinban
• Thor, aki energiát hoz
• Új plazmavisszatartási rekord 28,6 másodperc
• Az égi fizikusok szerint ők lesznek az elsők, akik valóra váltják a fúziós álmot
• Gömb alakú tokamak Globus-M
• Videófelvétel a Globus-M tokamak kisüléséről
• Tokamak a Szovjetunióban
• [ Az elképesztő mágnesek bőséges erőt nyithatnak meg ]

Szótárak és enciklopédiák	Nagy dán nagy kínai nagy kínai Nagy norvég Nagy orosz a világ körül Britannica (online)
Bibliográfiai katalógusokban BNE : XX534660 BNF : 12120206n GND : 4139323-5 J9U : 987007538915205171 LCCN : sh85135836 NKC : ph118143