Токамак

Магнетна поља у токамаку.

СССР марка из 1987, обележава истраживање термонуклеарне фузије на токамаку

Токамак је машина за производњу тороидалног магнетског поља за разграничење плазме. То је један од највише истраживаних кандидата за производњу контролисане термонуклеарне фузијске енергије. У новије се време уређаји оваквог типа називају заједничким именом фузијски реактори.

Појам токамак је транслитерација руске речи токамак која је сама по себи скраћеница од руских речи: „тороидальная камера с магнитными катушками” – тороидална комора с магнетизованим завојницама . Алтернативна, вероватно старија, скраћеница постоји, значења тороидална комора са аксијалним магнетским пољем (toroidal'naya kamera s polem aksial'nym magnitnym). Изумљен је 1950-их од стране совјетских физичара Игора Јевгењевича Тама и Андреја Дмитријевича Сахарова (који је био инспириран оригиналном идејом Олега Лаврентевог).

Токамак се одликује азимутном (ротацијском) симетријом и употребом плазме која преноси електричну струју за генерирање спиралне компоненте магнетског поља потребне за стабилну равнотежу. То се може упоредити с другим фузионим реактором, стеларатором, који има дискретну ротациону симетрију и у којој се магнетска поља производе помоћу спољашњих навоја у којима се ствара занемарива електрична струја која тече кроз плазму.

Историја

Иако је истраживање нуклеарне фузије започело убрзо након Другог светског рата, програми су првобитно били тајни. Тек су на конференцији Уједињених народа 1955. (Међународној конференцији о мирнодопским употребама атомске енергије у Женеви) ти програми били откривени и међународна научна сарадња је могла да започне.

Експериментална истраживања токамака започела је 1956. група совјетских научника на челу са Левом Арцимовичом на Курчатовском институту у Москви. Та група научника је конструирала прве токамаке, најуспешнија верзија од којих је био верзија Т-3, а највећа је била верзија Т-4. Т-4 је била тестирана у 1968. у Новосибирску.

Године 1968, на трећем ИАЕА у Новосибирску, руски научници су објавили да су постигли температуре електрона од преко 1000 eV у токамаку. То је изненадило британске и америчке научнике који су били далеко од постизања таквих перформанси. Они су остали сумњичави док неколико година касније нису били спроведени нови тестови, потврђујући исправност мерења температуре.

Торусни дизајн

Токамак; магнетско поље и струја

Јони и електрони у центру фузијске плазме су на врло високим температурама те имају сразмерно велике брзине. У циљу одржавања процеса фузије, честице из вруће плазме морају бити задржане у средишњем делу, или се плазма брзо охлади. Фузијски реактори искориштавају чињеницу да на наелектрисане честице у магнетном пољу делује Лоренцова сила.

Рани фузиони реактори били су засновани на варијанти З-пинча, и користили су електричну струју за генерисање полоидалног магнетног поља које би плазму задржало уз линеарну осу између две тачке. Истраживачи су открили да су плазме затворене у торусном облику (види слику, горњи цртеж), у којима магнетне линије сила теку паралелно у односу на осу торуса, склоне нестабилности. Дизајни токамака и стеларатора комбинују полоидална поља (цртеж у средини показује полоидално поље) с торусним пољима за стабилисање плазме, чинећи потпомогнуту фузију изводивом. Паралелни проток честица (али не и окомит) на магнетско поље, у торусно-полоидалном магнетном пољу, увија се у спирални пут дуж торусне осе (види слику; доњи цртеж).

Загревање плазме

У оперативном фузионом реактору, део енергије који се генерише ће служити за одржавање температуре плазме док се нови деутеријум и трицијум уводе. Међутим, код покретања реактора, било из почетка или након привременог искључивања, плазма се мора загрејати на своју радну температуру већу од 10 keV (преко 100 милиона степени Целзијуса). У постојећим токамацима, магнетска фузија не производи довољно енергије за одржавање температуре плазме.

Омско загревање

Будући да је плазма електрични проводник, могуће је загрејати плазму индуковањем струје у њој. Индукована струја која загрева плазму обично ствара полоидално поље. Струја се индукује спорим повећањем јачине струје која протиче кроз електромагнетски намотај повезан с плазмом: плазма се може посматрати као секундарни намотај трансформатора. То је инхерентни ритмични процес, јер постоји ограничење јачине струје која може проћи кроз примарни намотај. Токамаци стога морају радити у кратким периодима или се ослањају на друге начине грејања и провођења струје. Грејање узроковано индукованом струјом зове се омско (или отпорно) грејање, то је иста врста грејања која се јавља у електричној сијалици или електричном грејачу. Генерисане топлоте зависе оа отпора плазме и струје. Како температура загрејане плазме расте, отпор се смањује и омско грејање постаје све мање делотворно. Сматра се да је максимална температура плазме остварива омским грејањем у токамаку око 20-30 милиона ступњева Целзијуса. Да би се постигле још више температуре, морају се користити методе додатног грејања.

Ињектирање неутралног снопа

Ињектирање неутралног снопа укључује увођење атома високе енергије (великом брзином) на омско грејану, магнетски затворену плазму. Атоми су јонизовани док пролазе кроз плазме те бивају заробљени од стране магнетског поља. Високо енергетски јони тада преносе део своје енергије на честице плазме непрестаним сударима с њима, повећавајући тако температуру плазме.

Магнетска компресија

Гас може бити загрејан компресијом. На исти начин, температура плазме се повећава ако је брзо компримована појачањем магнетног поља. У овом систему токамака компресија се постиже једноставним помицањем плазме у подручје јаког магнетског поља (тј., радијално према унутра). Будући да компресија плазме зближава јоне, процес има додатну корист од олакшаног постизања потребне густине за фузијске реакторе.

Радиофреквенцијско загревање

Сет хиперфреквенцијских цеви (84 GHz и 118 GHz) за грејање плазме електричним циклотронским таласима на ТВЦ-у (Tokamak à configuration variable)

Високофреквентни електромагнетски таласи се генеришу помоћу осцилатора изван торуса. Ако електромагнетски таласи имају исправне фреквенције (или таласну дужину) и поларизацију, њихова енергија може бити пренесена на наелектрисане честице у плазми, које се опет сударају с другим честицама плазме, чиме се повећава температура плазме.

Хлађење токамака

Токамак садржи реактивну плазму која се спирално омотава око реактора. Будући да је потребан велики број реакција у секунди да би била одржана реакција у токамаку, неутрони високе енергије се ослобађају брзо у већим количинама. Ти неутрони више нису торидалним магнетима задржани у току плазме те могу наставити све док се не зауставе на зиду токамака. То је велика предност токамак реактора, јер су то неутрони врло високе енергије; ослобођени неутрони пружају једноставан начин одвођења топлоте из протока плазме. Унутрашњи зид токамака се мора хладити, јер су ти неутрони на врло високим температурама те би могли да растопе зид реактора. Криогени систем се користи за хлађење магнета и унутарњег зида реактора. Углавном се за хлађење користе течни хелијум и течни азот. Керамичке плоче посебно дизајниране како би могле да поднесу високе температуре, такође су постављене с унутарње стране зида реактора како би заштитиле магнет и реактор.

Експериментални токамаци

Поглед споља на NSTX реактор

Тренутно у употреби

(у хронолошком реду од почетка операције)

• 1960-те: TM1-MH (од 1977 као Кастор; од 2007 као Голем) у Прагу, Чешка. У операцији у Курчатов институту од раних 1960-тих али је преименова у Кастор 1977 године и премештен у ИПП ЦАС, Праг. Године 2007 премештен у ФНСПЕ, Чешки технички универзитет у Прагу и преименован у Голем.
• 1975: Т-10, у Курчатов институт, Москва, Русија (бивши Совјетски Савез), 2 MW, у употреби од 1975.
• 1978: TEXTOR, у Јилих, Немачка, у употреби од 1978.
• 1983: Заједнички европски торус (ЈЕТ), у Куламу, Уједињено Краљевство; 16 MW
• 1985: ЈТ-60, у Нака, Ибараки префектура, Јапан
• 1986: DIII-D, у Сан Дијегу, САД; њим управља Џенерал Атомикс од касних 1980-тих
• 1987: Stor-M, Универзитет у Саскачевану, Канада; у употреби од 1987: прво представљање наизменичне струје у токамаку.
• 1988: Торе Супра, у ХУП, Кадараш, Француска
• 1989: Адитја, у Институт за истраживање плазме (Институте фор Пласма Ресеарцх, ИПР) у Гујарату, Индија, у употреби од 1989.
• 1989: COMPASS, Праг, Чешка; у функцији од 2008, раније радио од 1989 до 1999 у Куламу, Уједињено Краљевство
• 1990: FTU, у Фраскатију, Италија
• 1991: ISTTOK, у Институту за плазму и нуклеарну фузију, Лисабон, Португалија;
• 1991: АСДЕX побољшање, у Гарчингу, Немачка
• 1992: H-1NF (Х-1 Национално истраживачко постројење фузије плазме) базирано на H-1 хелијумском уређају који је изградила група за физику плазме Аустралијског националног универзитета и које је у употреби од 1992. године
• 1992: TCV при EPFL, Швајцарска
• 1994: TCABR, у Универзитету у Сан Паолу, Сан Паоло, Бразил; овај токамак је пренет из Швајцарског центра за плазму у Швајцарској
• 1995: HT-7, у Хефеј, у Институту физике плазме, Кина
• 1996: Пегасус тороидални експеримент у Универзитету у Висконсину - Мадисон; у функцији од касних 1990-тих
• 1999: NSTX у Принстону (Њу Џерзи)
• 1999: Глобус-M у Иоффе институту, Санкт Петербург, Русија
• 2002: HL-2A, у Ченгду, Кина
• 2006: EAST (HT-7U), у Хефеју, у Хефејским институтима физичких наука, Кина (ITER члан)
• 2008: KSTAR, у Даејон, Јужна Кореја (ITER члан)
• 2010: |JT-60SA, у Наки, Јапан (ИТЕР мембер); надограђен од ЈТ-60.
• 2012: Medusa CR, у Картагу, и Техничком институту Костарике
• 2012: SST-1, у Гандинагару, у Институту за истраживање плазме, Индија (ITER члан)
• 2012: IR-T1, Исламски Азад универзитет, Иран
• 2015: ST25-HTS у Токамак енергији Лтд у Куламу, Уједињено Краљевство
• 2018: ST40 у Токамак енергији Лтд у Куламу, Уједињено Краљевство

Планирано

• ИТЕР, у Француској; 500 MW, прва плазма очекује се 2025.
• ДЕМО, 2000 MW, континуирана операција, повезан на напонску мрежу. Планирани наследник ИТЕР-а; конструкција ће почети 2024 према прелиминарном распореду.
• ЦФЕТР, такође познат као Кинески тест реактор фузионог инжењерства; 200 MW; Следећа генерација кинеског фузионог реактора је нови токамак уређај.
• K-DEMO у Јужној Кореји; 2200-3000 MW са нето електричном продукцијом реда величине 500 MW је планиран; конструкција се планира до 2037.

Види још

• Одељак о Бездимензионим параметрима у токамацима у чланку о скалирању плазме
• Ивично локализовани мод

Литература

• Браамс, C.M. & Стотт, П.Е. (2002). Нуцлеар Фусион: Халф а Центурy оф Магнетиц Цонфинемент Ресеарцх. Институте оф Пхyсицс Публисхинг. ИСБН 978-0-7503-0705-5. 
• Бромберг, Јоан Лиса (1982). Фусион: Сциенце, Политицс, анд тхе Инвентион оф а Неw Енергy Соурце. МИТ Пресс. ИСБН 978-0-262-02180-7. 
• Долан, Тхомас Ј. (1982). Фусион Ресеарцх, Волуме 1 - Принциплес. Пергамон Пресс. ЛЦЦ QЦ791.Д64. 
• Херман, Робин (1990). Фусион: тхе сеарцх фор ендлесс енергy. Цамбридге Университy Пресс. ИСБН 978-0-521-38373-8. 
• Кадомтсев, Б. (1966). „Хyдродyнамиц Стабилитy оф а Пласма” (ПДФ). Ревиеwс оф Пласма Пхyсицс. стр. 153—199. 
• Кенwард, Мицхаел (24. 5. 1979б). „Фусион Ресеарцх – тхе температуре рисес”. Неw Сциентист. св. 82 бр. 1156. стр. 627. 
• МцЦрацкен, Гаррy; Стотт, Петер (2012). Фусион: Тхе Енергy оф тхе Универсе. Ацадемиц Пресс. ИСБН 978-0-12-384657-0. 
• Нисхикаwа, К. & Wакатани, M. (2000). Пласма Пхyсицс. Спрингер-Верлаг. ИСБН 978-3-540-65285-4. 
• Раедер, Ј.; et al. (1986). Цонтроллед Нуцлеар Фусион. Јохн Wилеy & Сонс. ИСБН 978-0-471-10312-7. 
• Схафранов, Виталy (2001). „Он тхе хисторy оф тхе ресеарцх инто цонтроллед тхермонуцлеар фусион” (ПДФ). Јоурнал оф тхе Руссиан Ацадемy оф Сциенцес. 44 (8): 835—865. 
• Смирнов, Владимир (30. 12. 2009). „Токамак фоундатион ин УССР/Руссиа 1950–1990” (ПДФ). Нуцлеар Фусион. 50 (1): 1—8. Бибцоде:2010НуцФу..50а4003С. ЦитеСеерX 10.1.1.361.8023 . дои:10.1088/0029-5515/50/1/014003. 
• Wессон, Јохн; et al. (2004). Токамакс. Оxфорд Университy Пресс. ИСБН 978-0-19-850922-6. 
• Wессон, Јохн (новембар 1999). Тхе Сциенце оф ЈЕТ (ПДФ). ЈЕТ Јоинт Ундертакинг. Архивирано из оригинала (ПДФ) 22. 12. 2018. г. Приступљено 04. 01. 2019. 
• Ратко Јанев, Контролисана термонуклеарна фузија, Свеске Физичких Наука, Институт за физику, Београд, 1989.

Спољашње везе

• CCFE Архивирано на сајту Wayback Machine (28. октобар 2020) - site from the UK fusion research centre CCFE.
• Int'l Tokamak research - various that relate to ITER
• Plasma Science - site on tokamaks from the French CEA.
• Fusion Programs at General Atomics, including the DIII-D National Fusion Facility, an experimental tokamak.
• General Atomics DIII-D Program
• Fusion and Plasma Physics Seminar at MIT OCW
• Unofficial ITER fan club, Club for fans of the biggest tokamak planned to be built in near future.
• www.tokamak.info Extensive list of current and historic tokamaks from around the world.
• SSTC-1 Overview video of a small scale tokamak concept.
• ССТЦ-2 на сајту YouTube
• ССТЦ-3 на сајту YouTube
• LAP_Tokamak_Development Information on conditions necessary for nuclear reaction in a tokamak reactor
• Фрасс, А. П. (1973). „Енгинееринг Проблемс Ин Тхе Десигн Оф Цонтроллед Тхермонуцлеар Реацторс” (ПДФ). Оак Ридге Натионал Лабораторy. Приступљено 30. 9. 2013. 
• Observer Newspaper Article on Tokomak Nuclear fusion and the promise of a brighter tomorrow