Сферический токамак

Не путать со Сферомаком .

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, что 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 по-прежнему остается на одно поколение позади 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

См. Также: предыстория термоядерной энергетики.

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 .

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 .

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.

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. 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 быть составлена ​​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.

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.

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

где:

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

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

Это отношение давления плазмы к давлению магнитного поля . 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%.

Соотношение сторон

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

История

Уменьшение соотношения сторон

В 1980-х годах исследователи из Национальной лаборатории Ок-Ридж (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. классическая « кинк-неустойчивость В частности, сильно подавлялась ». Другие группы расширили эту теорию и обнаружили, что то же самое справедливо для баллонной неустойчивости и высокого порядка. Это предполагало, что машина с низким уровнем А будет не только дешевле в изготовлении, но и будет иметь лучшую производительность.

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 еще один слой, одеяло между первой стеной и магнитами находится . 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.

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 г. ). 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. 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.

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. Эти изменения привели к созданию « усовершенствованных токамаков », к которым относится ИТЭР .

Сферические токамаки

В 1984 году Мартин Пэн из ORNL предложил альтернативное расположение магнитных катушек, которое значительно уменьшило бы 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 1,2. Это означает, что ST могут достигать тех же эксплуатационных тройных показателей производительности, 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 D на правой стороне и перевернутую D на левой, то по мере того, как они приближаются друг к другу (по мере уменьшения A), 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.

Концепция ST, казалось, представляла собой огромный прогресс в конструкции токамаков. В 1985 году ORNL предложил эксперимент со сферическим тором (STX). 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). Однако им не удалось обеспечить финансирование для создания полной конструкции STX.

От сферомака до СТ

Не сумев построить ST в ORNL, Пэн начал всемирная попытка заинтересовать другие команды концепцией ST и построить испытательную машину. Один из способов сделать это быстро — переоборудовать сферомаковую машину в компоновку ST.

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 со сферомаками. или НИУ ВШЭ. 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 . 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 интерес Дерека Робинсона из термоядерного центра Управления по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) в Калхэме . То, что стало известно как Центр термоядерной энергетики Калхэма, 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. Части машины были переработаны из более ранних проектов, а другие были заимствованы из других лабораторий, включая инжектор нейтрального луча на 40 кэВ от ORNL. До того, как он начал работу, его работоспособность сопровождалась значительной неопределенностью.

Строительство началось в 1990 году. Он был быстро смонтирован и введен в эксплуатацию в январе 1991 года. 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 . 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.

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.

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. Проект Прото -Сфера также устраняет необходимость в диверторе , поскольку нестабильность плазмы скорее используется, чем избегается.

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 через общий проводник 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. в котором используется центральная колонна из медной проволоки, намотанная в соленоид, возвратные стержни для тороидального поля 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 по критической бета-версии конструкции реактора считается одним из величайших достижений современной физики плазмы. Работа Тройона обеспечивает бета-предел, при котором действующие 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 . Все начинается с разработки полезной бета-версии для крайне асимметричного тома:

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

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

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

Где $\scriptstyle B_{0}$ – магнитное поле вакуума, a – малый радиус, $\scriptstyle R$ большой радиус, $\scriptstyle I$ плазменный ток и $\scriptstyle \kappa$ удлинение. Из этого определения должно быть ясно, что уменьшение соотношения сторон $\scriptstyle R/a,$ приводит к более высоким средним коэффициентам безопасности. Эти определения позволили группе Принстона разработать более гибкую версию критической бета-версии Тройона:

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

Где $\epsilon$ это обратное соотношение сторон $1/A$ и $\langle B_{N}\rangle$ — постоянный коэффициент масштабирования, составляющий около 0,03 для любого $q_{\star }$ больше 2. Обратите внимание, что критическая бета масштабируется в зависимости от соотношения сторон, хотя и не напрямую, поскольку $q_{\star }$ также включает коэффициенты соотношения сторон. Численно можно показать, что $\beta _{\text{crit}}$ максимизируется для:

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

Используя это в приведенной выше формуле критического бета:

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

Для сферического токамака с удлинением $\kappa$ 2 и соотношение сторон 1,25:

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

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

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

Линейность $\beta _{\text{max}}\,$ с соотношением сторон очевидно.

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, производственные реакторы будут использовать 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 сквозь 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:

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

Теперь рассмотрим среднее давление плазмы, которое можно создать с помощью этого магнитного поля. Следуя за Фрейдбергом:

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

В ST, где мы пытаемся максимизировать $B_{0}$ В качестве общего принципа можно устранить бланкет на внутренней стороне и оставить центральный столбец открытым для нейтронов. В этом случае, $\epsilon _{0}$ равен нулю. Рассматривая центральную колонну из меди, мы можем зафиксировать максимальное поле, создаваемое в катушке: $B_{\text{max}}$ примерно до 7,5 Т. ​​Используя идеальные числа из раздела выше:

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

Теперь рассмотрим традиционную конструкцию, описанную выше, с использованием сверхпроводящих магнитов с $B_{\text{max}}$ 15 т и одеяло толщиной 1,2 метра. Сначала мы рассчитываем $\epsilon$ быть 1/(5/2) = 0,4 и $\epsilon _{b}$ быть 1,5/5 = 0,24, тогда:

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

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 по проверке того, справедливы ли эти законы масштабирования для ST, а также 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. 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 и прирост мощности термоядерного синтеза на порядок по величине выше, чем у токамаков.

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 в плазме. 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.

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. Тогда 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.

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.

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.

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, $B_{\text{max}}.$ Этот предел теоретически одинаков для ST и традиционных конструкций, но поскольку ST имеет гораздо меньшее удлинение, эффективное поле меняется более резко по объему плазмы.

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 для конструкции ST достаточно поля от обычных магнитов с медной обмоткой. Однако это означает, что рассеивание мощности в центральной колонне будет значительным. Инженерные исследования показывают, что максимально возможное поле составит около 7,5 Тл. , гораздо ниже, чем это возможно при обычной планировке. Это накладывает дополнительные ограничения на допустимое давление плазмы. Однако отсутствие сверхпроводящих магнитов значительно снижает цену системы, что потенциально компенсирует 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. В производственных условиях доступность напрямую связана со стоимостью производства электроэнергии. В настоящее время проводятся эксперименты, чтобы выяснить, можно ли заменить проводник z-пинча . плазмой или жидкометаллический проводник на своем месте.

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 конструкция ST опирается на высокие пусковые токи . для экономичной работы К счастью, высокое удлинение и треугольность являются характеристиками, которые вызывают эти токи, поэтому вполне возможно, что ST действительно будет более экономичен в этом отношении. 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.
• Globus-M website , Ioffe Institute , Russia
• 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 URANIA с Pegasus

Предложенный

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

Ссылки

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 др. (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 др. (команды СТАРТ, НБИ, МАСТ и Теория) (20 ноября 1998 г.). «Программа сферического токамака в Калхэме» (PDF) . Ядерный синтез . 39 (9Y) (опубликовано в сентябре 1999 г.). 1271. дои : 10.1088/0029-5515/39/9Y/305 .
• Сайкс, Алан (сентябрь 2008 г.). «Развитие 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 (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.