Сферический токамак - Spherical tokamak

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

А сферический токамак это тип термоядерная энергия устройство на основе токамак принцип. Он отличается очень узким профилем, либо соотношение сторон. Традиционный токамак имеет тороидальный область удержания, которая придает ему общую форму, похожую на пончик, в комплекте с большим отверстием посередине. Сферический токамак максимально уменьшает размер отверстия, в результате чего форма плазмы становится почти сферической, что часто сравнивается с сердцевиной яблока. Сферический токамак иногда называют сферический тор и часто сокращается до ST.

Сферический токамак - это ответвление традиционного токамака. Сторонники утверждают, что у него есть ряд существенных практических преимуществ перед этими устройствами. По этой причине ST вызывает значительный интерес с конца 1980-х годов. Тем не менее, разработка остается на одно поколение позади традиционных усилий токамаков, таких как JET. Основные эксперименты в области ST включают новаторские НАЧНИТЕ и МАЧТА в Калхэме в Великобритании, в США NSTX-U и Русский Глобус-М.

Исследования показали, являются ли сферические токамаки путем к более дешевым реакторам. Необходимы дальнейшие исследования, чтобы лучше понять, как такие устройства масштабируются. Даже в том случае, если ST не приводят к более дешевым подходам к производству электроэнергии, они все равно в целом имеют более низкую стоимость; это делает их привлекательными устройствами для изучения физики плазмы или как высокоэнергетические нейтрон источники.

Фон

Основы физики термоядерного синтеза

Основная идея синтеза состоит в том, чтобы заставить два подходящих атома достаточно близко друг к другу, чтобы сильная сила сближает их, образуя единый атом большего размера. Этот процесс высвобождает значительное количество энергия связи, обычно в виде высокоскоростных субатомных частиц, таких как нейтроны или же бета-частицы. Однако эти же атомы топлива также испытывают электромагнитная сила раздвигая их. Чтобы они слились, их нужно сжать вместе с достаточной энергией, чтобы преодолеть это кулоновский барьер.^[1]

Самый простой способ сделать это - нагреть топливо до очень высоких температур и позволить Распределение Максвелла – Больцмана для производства ряда атомов с очень высокой энергией в более крупной и более холодной смеси. Чтобы произошел синтез, атомы с более высокой скоростью должны встретиться, и это займет время в случайном распределении. Время будет сокращено за счет увеличения 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 событий термоядерного синтеза, так называемую тройное произведение слияния. Чтобы быть полезным в качестве экспортера чистой энергии, тройной продукт должен удовлетворять определенному минимальному условию: Критерий 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 за рамки возможностей любого известного материала. Однако при этих температурах топливо имеет вид электропроводящего материала. плазма, что приводит к ряду потенциальных заключение решения, использующие магнитные или электрические поля. В большинстве термоядерных устройств используются вариации этих методов.^[1]

Токамаки являются наиболее изученным подходом в большой группе энергия магнитного синтеза (MFE) конструкции. Они пытаются удержать плазму с помощью мощных магнитных полей. Токамаки ограничивают свое топливо при низком давлении (около 1 / миллионной атмосферного), но при высоких температурах (150 миллионов по Цельсию), и пытаются поддерживать эти условия стабильными в течение постоянно увеличивающегося времени, порядка секунд или минут.^[2] Однако для этого требуется огромное количество энергии в магнитной системе, и любой способ ее уменьшения улучшает общую энергоэффективность системы.

Энергетический баланс

В идеале энергия, необходимая для нагрева топлива, должна компенсироваться энергией, выделяемой в результате реакций, поддерживающих цикл. Все, что превышает эту сумму, может быть использовано для производства электроэнергии. Это приводит к концепции Критерий Лоусона, который определяет условия, необходимые для производства чистой энергии.^[3]

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

{ displaystyle P _ { text {net}} = eta _ { text {capture}} left (P _ { text {fusion}} - P _ { text {проводимость}} - P _ { text {излучение} }верно)}

куда:

${ displaystyle P _ { text {net}}}$ , это чистая мощность
${ displaystyle eta _ { text {capture}}}$ , это эффективность, с которой установка улавливает энергию, скажем, через паровую турбину, и любая мощность, используемая для запуска реактора
${ displaystyle P _ { text {fusion}}}$ , это мощность, генерируемая реакциями синтеза, в основном функция скорости реакций
${ displaystyle P _ { text {кондукция}}}$ , - потеря мощности из-за проводимости к корпусу реактора
${ displaystyle P _ { text {радиация}}}$ , это мощность, теряемая в виде света, покидающего плазму, обычно в результате гамма-излучения

Для достижения полезной мощности необходимо построить устройство, которое оптимизирует это уравнение. Исследования Fusion традиционно были сосредоточены на увеличении первых п термин: скорость плавления. Это привело к появлению множества машин, которые работают при все более высоких температурах и пытаются поддерживать получаемый плазма в стабильном состоянии, достаточном для удовлетворения желаемого тройного продукта. Однако также важно максимизировать η по практическим причинам, и в случае реактора MFE, это обычно означает повышение эффективности системы ограничения, особенно энергии, используемой в магнитах.

Бета номер

Мерилом успеха в мире магнитной термоядерной энергии является бета номер. Каждую машину, содержащую плазму магнитно, можно сравнить с помощью этого числа.

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

Это отношение давления плазмы к давление магнитного поля.^[5]^[6] Улучшение бета означает, что вам нужно использовать, в относительном выражении, меньше энергии для генерации магнитных полей для любого заданного давления (или плотности) плазмы. Цена на магниты примерно зависит от β.^½, поэтому реакторы, работающие с более высокими значениями бета, дешевле при любом заданном уровне локализации. Обычные токамаки работают с относительно низкими бета-коэффициентами, рекорд составляет чуть более 12%, но различные расчеты показывают, что практические конструкции должны работать на уровне 20%.^[7]

Соотношение сторон

Ограничивающий фактор снижения^{[требуется разъяснение ]} бета - это размер магнитов.^{[нужна цитата ]} Токамаки используют серию кольцевых магнитов вокруг области удержания, и их физические размеры означают, что отверстие в середине тора может быть уменьшено только до того, как обмотки магнита соприкоснутся. Это ограничивает соотношение сторон, ${ displaystyle A = R / a}$ , реактора примерно до 2,5; диаметр реактора в целом может быть примерно в 2,5 раза больше диаметра поперечного сечения удерживаемой области. Некоторые экспериментальные конструкции были немного ниже этого предела, в то время как многие реакторы имели гораздо более высокие значения А.

История

Уменьшение соотношения сторон

В 1980-х годах исследователи из Национальная лаборатория Окриджа (ORNL), возглавляемые Беном Каррерасом и Тимом Хендером, изучали работу токамаков при сокращении A. Они заметили, основываясь на магнитогидродинамический Из соображений, что токамаки по своей сути более стабильны при низких соотношениях сторон. В частности, классический "кинк нестабильность "был сильно подавлен. Другие группы расширили этот корпус теории и обнаружили, что то же самое верно и для высших раздувающаяся нестабильность также. Это наводило на мысль, что машина с низким рейтингом не только будет дешевле в сборке, но и будет иметь лучшую производительность.^[8]

В традиционной конструкции токамака ограничивающие магниты обычно располагаются вне тороидальной вакуумной камеры, удерживающей плазму. Эта камера известна как первая стена, и определяет минимальное расстояние между магнитами и плазмой. В производственном дизайне есть еще один слой, покрывало на кровать, сидит между первой стенкой и магнитами. Одеяло служит двум целям: одна - защитить магниты от высокой энергии. нейтроны, который повредит их, а другой - использовать эти нейтроны для выделения трития из лития, чтобы произвести 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 значительные ограничения на достижимое соотношение сторон.^[9]

Одна попытка улучшить геометрию реактора была предпринята с помощью класса конструкций, известных как "компактный токамак ", представленный Алкатор C-Mod (работает с 1991 г.) Риггатрон (концептуальный, не построенный) и IGNITOR (незавершенное строительство по состоянию на 2016-02). В двух последних конструкциях не использовалась первая стенка, и магниты находились в непосредственном контакте с плазмой; в производственном дизайне одеяло было бы вне 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 бета-коэффициентам, поэтому можно использовать обычные (не сверхпроводящие) магниты.^[10]Обратной стороной этого подхода, который широко критиковался в этой области, является то, что он помещает магниты непосредственно в поток высокоэнергетических нейтронов реакций синтеза. В процессе работы магниты будут быстро разрушаться, что потребует открытия вакуумной камеры и замены всего узла магнита примерно через месяц работы.^[11]

Примерно в то же время в сообществе термоядерного синтеза было сделано несколько достижений в физике плазмы. Особое значение имели концепции удлинение и треугольность, имея в виду форму поперечного сечения плазмы. Во всех ранних токамаках использовались круглые поперечные сечения просто потому, что их было проще всего смоделировать и построить, но со временем стало ясно, что C или (чаще) D-образные поперечные сечения плазмы приводят к более высоким характеристикам. Это создает плазму с высоким «сдвигом», которая распределяет и разрушает турбулентные вихри в плазме.^[8] Эти изменения привели к "продвинутый токамак "конструкции, которые включают ИТЭР.^[12]

Сферические токамаки

В 1984 г.^[13] Мартин Пэн из ORNL предложили альтернативную компоновку магнитных катушек, которая значительно уменьшила бы аспектное отношение, избегая проблем эрозии компактного токамака. Вместо того, чтобы соединять каждую магнитную катушку отдельно, он предложил использовать один большой проводник в центре и соединять магниты полукольцами с этого проводника. То, что когда-то представляло собой серию отдельных колец, проходящих через отверстие в центре реактора, было уменьшено до единственной стойки, что позволило добиться соотношения сторон всего 1,2.^[6]^[14] Это означает, что ST могут достигать одинаковых эксплуатационных тройное произведение числа как обычные конструкции, использующие одну десятую магнитного поля.

Конструкция, естественно, также включала в себя достижения в области плазменного формирования, которые изучались одновременно. Как и во всех современных конструкциях, в ST используется D-образное поперечное сечение плазмы. Если вы рассмотрите букву D справа и перевернутую букву D слева, по мере приближения двух друг к другу (при уменьшении 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 ST. Эти исследования показали, что компоновка ST будет включать в себя все качества усовершенствованного токамака, компактного токамака, будет сильно подавлять некоторые формы турбулентности, достигать высокого β, иметь высокий самомагнетизм и будет дешевле в строительстве.^[15]

Концепция ST, казалось, представляет собой огромный шаг вперед в дизайне токамаков. В 1985 году ORNL предложила Эксперимент со сферическим тором (STX).^[16] Однако это было в период, когда бюджеты на исследования в области термоядерного синтеза в США резко сокращались. ORNL были выделены средства на разработку и испытание прототипа центральной соленоидной колонны, построенной с 6 слоями витков из высокопрочного медного сплава под названием "Glidcop "(каждый слой с водяным охлаждением).^[16] Однако им не удалось получить финансирование для создания полной конструкции STX.^[15]^[17]

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 - преобразовать сферомак машина в компоновке СТ.^[14]

Сферомаки по сути "кольца дыма "плазмы, которые являются внутренне самостабильными. В типичных реакторах для формирования сферомака и введения его в цилиндрическую область удержания используются газовые пуферы и магниты, но поскольку магнитные поля удерживаются внутри плазмы, они могут свободно перемещаться по области удержания и столкнуться с первой стеной. Типичное решение этой проблемы заключалось в том, чтобы обернуть область листом меди или, что реже, разместить медный проводник по центру. Когда сферомак приближается к проводнику, создается магнитное поле, которое толкает В 1970-х и начале 80-х было построено несколько экспериментальных сферомаков, но их характеристики были недостаточно интересны, чтобы предполагать дальнейшее развитие.

Сферомаки с центральным проводником имели сильное механическое сходство с конструкцией ST, и их можно было относительно легко преобразовать. Первое такое преобразование было выполнено в эксперименте на Гейдельбергском сферомаке.^[18] или HSE. Построен в Гейдельбергский университет В начале 1980-х HSE была быстро преобразована в ST в 1987 году, путем регулировки магнитных катушек за пределами зоны ограничения и присоединения их к новому центральному проводнику. Хотя новая конфигурация работала только в «холодном» состоянии, намного ниже температуры плавления, результаты были многообещающими и продемонстрировали все основные характеристики ST.

Несколько других групп со сферомаками сделали аналогичные преобразования, особенно ротамак на заводе Австралийская организация ядерной науки и технологий и СФЕКС машина.^[19] В целом все они обнаружили увеличение производительности в два или более раза. Это был огромный шаг вперед, и потребность в специальной машине стала насущной.

СТАРТ и более новые системы

Пропаганда Пэна также заинтересовала Дерек Робинсон, из Управление по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) центр синтеза в Culham.^[20] То, что сегодня известно как Калемский центр термоядерной энергии была создана в 1960-х годах, чтобы собрать воедино все британские исследования по синтезу, ранее проводившиеся на нескольких объектах, и недавно Робинсон был назначен руководителем нескольких проектов на этом участке.

Робинсону удалось собрать команду и обеспечить финансирование порядка 100 000 фунтов для создания экспериментальной машины, Токамак с малым плотным соотношением сторон, или СТАРТ^[21]. Некоторые части машины были переработаны из более ранних проектов, в то время как другие были взяты во временное пользование из других лабораторий, включая инжектор нейтрального луча 40 кэВ от ORNL.^[22] До начала эксплуатации существовала значительная неопределенность в отношении его эффективности и прогнозов, что проект будет остановлен, если локализация окажется похожей на сферомак.

Строительство СТАРТ началось в 1990 году, он был быстро собран и сдан в эксплуатацию в январе 1991 года.^[17] Его первые операции быстро развеяли любые теоретические сомнения. Используя только омический нагрев, СТАРТ продемонстрировал бета-версию 12%, что почти соответствует рекорду 12,6% для DIII-D машина.^[14]^[23] Результаты были настолько хорошими, что со временем было выделено еще 10 миллионов фунтов стерлингов, что привело к серьезной реконструкции в 1995 году. Когда был включен нагрев нейтральным лучом, бета-коэффициент подскочил до 40%, превзойдя любой традиционный проект в 3 раза.^[23]

Кроме того, START продемонстрировал отличную стабильность плазмы. Практическое эмпирическое правило в обычных конструкциях состоит в том, что по мере приближения эксплуатационной беты к определенному значению, нормализованному для размера машины, раздувающаяся нестабильность дестабилизирует плазму. Это так называемый "Предел Тройона "обычно составляет 4, и обычно ограничивается примерно 3,5 в реальных машинах. START резко улучшил это до 6. Предел зависит от размера машины и указывает, что машины должны быть построены по крайней мере определенного размера, если они того пожелают. Чтобы достичь некоторой цели в производительности.При гораздо более высоком масштабировании START те же пределы будут достигнуты с меньшей машиной.^[24]

Спешите строить ST

Внутри вакуумной камеры Национального эксперимента по сферическому торусу.

СТАРТ подтвердил прогнозы Пэна и Стриклера; ST имел производительность порядок величины лучше, чем обычные конструкции, и к тому же стоят намного дешевле. С точки зрения экономики в целом ST был огромным шагом вперед.

Более того, ST был новым подходом и недорогим. Это была одна из немногих областей основных исследований в области термоядерного синтеза, в которую можно было внести реальный вклад при небольшом бюджете. Это вспыхнуло^{[когда? ]} серия разработок ST по всему миру. В частности, Национальный эксперимент со сферическим тором (NSTX) и Пегас эксперименты в США, Глобус-М в России и в Великобритании после СНВ, МАЧТА.

Между тем сам СНВ обрел новую жизнь как часть революционного Прото-Сфера проект в Италии, где экспериментаторы пытаются устранить центральный столб, пропуская ток через вторичную плазму.^[25]^[26] В Прото-Сфера проект также устраняет необходимость в дивертор, поскольку неустойчивости плазмы скорее используются, чем избегаются.^[27]

Дизайн

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

Реакторы токамака состоят из тороидальной вакуумной трубки, окруженной серией магнитов. Один набор магнитов логически соединен в серию колец вокруг внешней стороны трубки, но физически соединен через общий провод в центре. Центральная колонна также обычно используется для размещения соленоид который формирует индуктивный контур для системы омического нагрева (и ток пинча).

Канонический пример дизайна можно увидеть в небольшом настольном устройстве ST, сделанном в Университете Флиндерса,^[28] в котором используется центральная колонна из медного провода, намотанного на соленоид, возвратные стержни для тороидального поля из вертикальных медных проводов и металлическое кольцо, соединяющее их и обеспечивающее механическую поддержку конструкции.

Стабильность в СТ

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 чисел в самых разных системах. В частности, работа Тройона над критической бета-версией конструкции реактора считается одним из величайших достижений современной физики плазмы. Работа Тройона обеспечивает бета-предел, при котором работающие реакторы начнут обнаруживать значительную нестабильность, и демонстрирует, как этот предел масштабируется в зависимости от размера, расположения, магнитного поля и тока в плазме.

Тем не менее, работа Тройона не учитывала экстремальные соотношения сторон, работа, которая позже была выполнена группой в Принстонская лаборатория физики плазмы.^[29] Это начинается с разработки полезной бета-версии для сильно асимметричного объема:

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

Где ${ displaystyle langle B ^ {2} rangle}$ - усредненное по объему магнитное поле ${ displaystyle scriptstyle langle B ^ {2} rangle = langle B _ { theta} ^ {2} + B _ { rho} ^ {2} rangle}$ (в отличие от использования Тройоном поля в вакууме вне плазмы, ${ displaystyle scriptstyle B_ {0}}$ ). Вслед за Фрейдбергом^[30] эта бета затем передается в модифицированную версию коэффициент безопасности:

{ displaystyle q _ { star} = { frac {2 pi B_ {0} a ^ {2}} { mu _ {0} R_ {0} I}} left ({ frac {1+ каппа ^ {2}} {2}} right).}

Где ${ displaystyle scriptstyle B_ {0}}$ - магнитное поле вакуума, a - малый радиус, ${ displaystyle scriptstyle R}$ большой радиус, ${ displaystyle scriptstyle I}$ ток плазмы, и ${ displaystyle scriptstyle kappa}$ удлинение. В этом определении должно быть ясно, что уменьшение соотношения сторон, ${ displaystyle scriptstyle R / a,}$ приводит к более высоким средним коэффициентам безопасности. Эти определения позволили принстонской группе разработать более гибкую версию критической бета-версии Troyon:

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

Где ${ displaystyle epsilon}$ обратное соотношение сторон ${ displaystyle 1 / A}$ и ${ Displaystyle langle B_ {N} rangle}$ - постоянный коэффициент масштабирования, равный 0,03 для любого ${ displaystyle q _ { star}}$ больше 2. Обратите внимание, что критическая бета масштабируется с соотношением сторон, хотя и не напрямую, потому что ${ displaystyle q _ { star}}$ также включает коэффициенты соотношения сторон. Численно можно показать, что ${ displaystyle beta _ { text {crit}}}$ максимален для:

{ displaystyle q _ { star} = 1 + left ({ frac {3} {4}} right) ^ {4/5} приблизительно 1,8.}

Используя это в критической бета-формуле выше:

{ displaystyle beta _ { text {max}} = 0,072 left ({ frac {1+ kappa ^ {2}} {2}} right) epsilon.}

Для токамака сферической формы с удлинением ${ displaystyle kappa}$ 2 и соотношение сторон 1,25:

{ 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 ${ Displaystyle бета _ { текст {макс}} ,}$ с соотношением сторон это видно.

Масштабирование мощности

Бета - важный показатель производительности, но в случае реактора, предназначенного для выработки электроэнергии, необходимо учитывать другие практические вопросы. Среди них удельная мощность, который предлагает 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 бета-параметры ST естественным образом приведут к более высоким допустимым давлениям и, следовательно, более высокой плотности мощности. Однако это верно только в том случае, если магнитное поле остается прежним - бета - это отношение магнитной плотности к плотности плазмы.

Если представить себе тороидальную ограничительную область, обернутую кольцевыми магнитами, становится ясно, что магнитное поле больше на внутреннем радиусе, чем на внешнем - это основная проблема стабильности, которую решает электрический ток токамака. Тем не менее разница в этом поле - функция соотношения сторон; бесконечно большой тороид будет приближаться к прямому соленоиду, в то время как ST максимизирует разницу в напряженности поля. Более того, поскольку есть определенные аспекты конструкции реактора, размер которых фиксирован, соотношение сторон может быть изменено в определенные конфигурации. Например, в производственных реакторах будет использоваться толстое «одеяло», содержащее литий вокруг активной зоны реактора, чтобы улавливать высвобождающиеся нейтроны высоких энергий, как для защиты остальной массы реактора от этих нейтронов, так и для производства тритий для топлива. Размер бланкета зависит от энергии нейтрона, которая составляет 14 МэВ в реакции D-T независимо от конструкции реактора. Таким образом, бланкет будет одинаковым для ST или традиционной конструкции, около метра в поперечнике.

В этом случае при рассмотрении бета-версии требуется дальнейшее рассмотрение общего магнитного поля. Двигаясь 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 вычислить магнитное поле, которое остается на дальней стороне бланкета, на внутренней стороне плазмы:

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

Теперь рассмотрим среднее давление плазмы, которое может быть создано этим магнитным полем. Вслед за Фрейдбергом:^[30]

{ 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 ЗБ, где мы пытаемся максимизировать ${ displaystyle B_ {0}}$ Как правило, можно устранить бланкет на внутренней стороне и оставить центральную колонну открытой для нейтронов. В этом случае, ${ displaystyle epsilon _ {0}}$ равно нулю. Рассматривая центральную колонну из меди, мы можем зафиксировать максимальное поле, генерируемое в катушке, ${ displaystyle B _ { text {max}}}$ примерно до 7,5 T. Используя идеальные числа из раздела выше:

{ 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 {атмосферы}}.}

Теперь рассмотрим обычную конструкцию, как указано выше, с использованием сверхпроводящих магнитов с ${ displaystyle B _ { text {max}}}$ 15 т и одеяло толщиной 1,2 метра. Сначала мы вычисляем ${ displaystyle epsilon}$ быть 1 / (5/2) = 0,4 и ${ displaystyle epsilon _ {b}}$ должно быть 1,5 / 5 = 0,24, тогда:

{ 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 {атмосферы}}.}

Таким образом, несмотря на более высокое значение бета в ST, общая плотность мощности ниже, в основном из-за использования сверхпроводящих магнитов в традиционной конструкции. Эта проблема привела к значительной работе, чтобы увидеть, выполняются ли эти законы масштабирования для ST, и усилиям по увеличению допустимой напряженности поля с помощью различных методов. Работа над START предполагает, что коэффициенты масштабирования намного выше в ST, но эту работу необходимо воспроизвести на более высоких мощностях, чтобы лучше понять масштабирование.^[31]

Преимущества

ST имеют два основных преимущества по сравнению с обычными конструкциями.

Первое практично. При использовании схемы ST в среднем тороидальные магниты намного ближе к плазме. Это значительно снижает количество энергии, необходимой для питания магнитов, чтобы достичь любого определенного уровня магнитного поля в плазме. Магниты меньшего размера стоят меньше, что снижает стоимость реактора. Выигрыш настолько велик, что сверхпроводящие магниты могут не потребоваться, что ведет к еще большему снижению затрат. СТАРТ разместил вторичные магниты внутри вакуумной камеры, но в современных машинах они вынесены наружу и могут быть сверхпроводящими.^[32]

Остальные преимущества связаны со стабильностью плазмы. С самых первых дней исследований термоядерного синтеза проблема создания полезной системы заключалась в ряде плазменные неустойчивости это появилось только по мере приближения условий эксплуатации к полезным для термоядерной энергии. В 1954 г. Эдвард Теллер провел встречу, посвященную изучению некоторых из этих вопросов, 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 не было ясно, проявляется ли это в реальном мире, но со временем мудрость этих слов стала очевидной.

В токамаке, стеллараторе и большинстве пинчевых устройств плазма вынуждена следовать по спиральным магнитным линиям. Это поочередно перемещает плазму из-за пределов области удержания внутрь. Находясь снаружи, частицы проталкиваются внутрь по вогнутой линии. По мере продвижения внутрь они выталкиваются наружу по выпуклой линии. Таким образом, согласно рассуждениям Теллера, плазма по своей природе более устойчива во внутренней части реактора. На практике фактические пределы предлагаются "коэффициент безопасности ", q, которые меняются по объему плазмы.^[34]

В традиционном токамаке круглого поперечного сечения плазма проводит примерно одинаковое время внутри и снаружи тора; 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 обычном дизайне с высоким рейтингом q изменяется незначительно по мере движения частицы, поскольку относительное расстояние изнутри снаружи мало по сравнению с радиусом машины в целом (определение соотношения сторон). В ST-машине разница от «внутреннего» к «внешнему» намного больше в относительном выражении, и частицы проводят гораздо больше своего времени «внутри». Это приводит к значительному повышению стабильности.^[31]

Можно построить традиционный токамак, который будет работать с более высокими значениями бета, за счет использования более мощных магнитов. Для этого необходимо увеличить ток в плазме, чтобы создать тороидальное магнитное поле нужной величины. Это приближает плазму к пределам Тройона, где возникает нестабильность. Конструкция ST, благодаря ее механическому устройству, намного лучше q и, таким образом, позволяет получить гораздо большую магнитную мощность до появления нестабильности. Обычные конструкции достигли предела Тройона около 3,5, тогда как СТАРТ продемонстрировал работу на уровне 6.^[23]

Недостатки

ST имеет 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 бета. Это связано с ограничениями магнитного поля внутри плазмы, ${ displaystyle B _ { text {max}}.}$ Этот предел теоретически одинаков для ST и обычных конструкций, но, поскольку ST имеет гораздо более низкое соотношение сторон, эффективное поле изменяется более резко в объеме плазмы.^[35]

Вторая проблема - это как преимущество, так и недостаток. ST настолько мал, по крайней мере, в центре, что для сверхпроводящих магнитов почти нет места. Это не принципиально для конструкции, поскольку для конструкции ST достаточно поля от обычных медных магнитов. Однако это означает, что рассеивание мощности в центральной колонне будет значительным. Инженерные исследования показывают, что максимально возможное поле будет около 7,5 Тл, что намного меньше, чем это возможно при обычной компоновке. Это накладывает дополнительное ограничение на допустимое давление плазмы.^[35] Однако отсутствие сверхпроводящих магнитов значительно снижает стоимость системы, потенциально компенсируя эту проблему экономически.

Отсутствие экранирования также означает, что магнит напрямую открыт для внутренней части реактора. Он подвергается воздействию полного теплового потока плазмы и нейтронов, генерируемых реакциями термоядерного синтеза. На практике это означает, что колонку придется заменять довольно часто, вероятно, порядка года, что сильно влияет на готовность реактора.^[36] В производственных условиях доступность напрямую связана со стоимостью производства электроэнергии. В настоящее время проводятся эксперименты, чтобы увидеть, можно ли заменить проводник на z-щепотка плазма^[37] или жидкометаллический проводник^[38] на свое место.

Наконец, сильно асимметричные поперечные сечения плазмы и плотно намотанные магнитные поля требуют очень высоких тороидальных токов для их поддержания. Обычно для этого требуется большое количество систем вторичного нагрева, таких как инжекция нейтрального пучка. Это энергетически дорого, поэтому конструкция ST опирается на высокую начальные токи для экономичной эксплуатации.^[35] К счастью, эти токи возникают из-за большого удлинения и треугольности, поэтому вполне возможно, что ST действительно будет более экономичным в этом отношении.^[39] Это область активных исследований.

Список машин ST

На пенсии

Токамак с малым плотным соотношением сторон (СТАРТ), Великобритания. Оборудование, используемое для Proto-Sphera, Италия

Оперативный

Сайт ST25, Токамак Энергия, ВЕЛИКОБРИТАНИЯ
Мегаамперный сферический токамак, Сайт МАСТ, Culham Science Center, объединенное Королевство
Сайт Глобус-М, Иоффе, Россия
NSTX, Сайт NSTX, Принстонская лаборатория физики плазмы, Соединенные Штаты
Сайт Proto-Sphera (с использованием оборудования от START), ВДНХ, Италия
ТСТ-2, Токийский университет, Япония
СУНИСТ, Университет Цинхуа, Китай
ПЕГАС, Веб-сайт PEGASUS, Университет Висконсина-Мэдисона, Соединенные Штаты
Сайт ETE, Национальный институт космических исследований, Бразилия

В разработке

Обновление URANIA с Пегас

Предложил

внешняя ссылка

Spherical Tokamaks – list of ST experiments at tokamak.info (DEAD link Jan 2015)
2012 list of STs
Калемский центр термоядерной энергии – spherical tokamaks at Culham, UK, including details of the MAST and START experiments

[three-1] а ^б ^c «Три критерия Лоусона». EUROfusion.

[2] Многие усовершенствованные конструкции токамаков обычно достигают чисел порядка ~ 1 × 10.²¹ кэВ • секунды / м³, см. "Тройной продукт слияния и предел плотности плазмы с внутренним диффузионным барьером высокой плотности в LHD", 35-я конференция EPS по физике плазмы. Херсониссос, 9–13 июня 2008 года

[3] Джон Лоусон, "Некоторые критерии для энергетического термоядерного реактора", Труды физического общества B, Том 70 (1957), стр. 6

[4] Wesson, J: "Tokamaks", 3-е издание, стр. 115, Oxford University Press, 2004

[5] Джон Вессон и Дэвид Кэмпбелл, "Токамаки", Clarendon Press, 2004, стр. 115

[h247-6] а ^б Сайкс 1997, стр. B247

[7] Информация, Reed Business (24 мая 1979 г.). «Реакция на будущее». Новый ученый: 630.

[Sykes_2008,_pg._10-8] а ^б Сайкс 2008, стр. 10

[9] Barton, C.J .; Strehlow, R.A. (27 июня 1963 г.). Blankets for Thermonuclear Reactors (PDF) (Технический отчет). Национальная лаборатория Ок-Ридж.

[10] D.L. Jasby, "Selection of a toroidal fusion reactor concept for a magnetic fusion production reactor", Journal of Fusion Energy, Volume 6 Number 1 (1987), pg. 65

[11] "Evaluation of Riggatron Concept" В архиве 2007-08-21 на Wayback Machine, Управление военно-морских исследований

[12] Charles Kessel, "What's an Advanced Tokamak", Spring APS, Philadelphia, 2003

[13] Y-K Martin Peng, "Spherical Torus, Compact Fusion at Low Yield"., ORNL/FEDC-87/7 (December 1984)

[bs225-14] а ^б ^c Braams and Scott, pg. 225

[peng85-15] а ^б Y-K Martin Peng, "Compact DT Fusion Spherical Tori at Modest Fields", CONF-850610-37 (December 1985)

[McM1988-16] а ^б T.J. McManamy et al., "STX Magnet Fabrication and Testing to 18T", Martin Marietta Energy Systems, December 1988

[Sykes_2008,_pg._11-17] а ^б Sykes 2008, pg. 11

[18] Bruhns, H., Brendel, R., Raupp, G. and Steiger, J. "Study of the low aspect ratio limit tokamak in the Heidelberg spheromak experiment", Nuclear Fusion, Volume 27, Number 12, 2178

[19] Sykes 1998, pg. 1

[20] "Derek Robinson: Physicist devoted to creating a safe form of energy from fusion" Санди Таймс, 11 декабря 2002 г.

[21] Alan Sykes et al., "First results from the START experiment", Термоядерная реакция, Volume 32 Number 4 (1992), pg. 694

[h248-22] Sykes 1997, pg. B248

[d29-23] а ^б ^c Sykes 2008, pg. 29

[24] Sykes 1998, pg. 4

[25] Sykes 2008, pg. 18

[26] The PROTO-SPHERA experiment, an innovative confinement scheme for Fusion. Franco Alladio, Instituto Nazionale de Fisica Nucleare. Италия. 14 сентября 2017.

[27] “In common reactors, attempts are made to prevent instabilities from forming, because these can cause the plasma to escape from the path established by the magnetic field and damage the internal walls of the reactor. To limit this, the surface of the plasma toroid is normally modeled so that the instabilities are concentrated towards an area that can be freely damaged, called дивертор. In Proto-Sphera instabilities are exploited instead: by making the column unstable, this collapses into a spherical toroid, exploiting the phenomenon of магнитное пересоединение: a phenomenon that takes place in the plasma and in which the magnetic energy of the plasma is converted into kinetic energy of the plasma itself.” [1]

[28] See images in Sykes 2008, pg. 20

[f414-29] Freidberg, pg. 414

[f413-30] а ^б Freidberg, pg. 413

[s24-31] а ^б Sykes 2008, pg. 24

[32] See examples, Sykes 2008, pg. 13

[33] Robin Herman, "Fusion: The Search for Endless Energy", Cambridge University Press, 1990, pg. 30

[FOOTNOTEFreidberg2007287-34] Freidberg 2007, п. 287.

[f412-35] а ^б ^c Freidberg, pg. 412

[FOOTNOTESykes200843-36] Sykes 2008, п. 43.

[37] Paolo Micozzi et all, "Ideal MHD stability limits of the PROTO-SPHERA configuration", Термоядерная реакция, Volume 50 Number 9 (September 2010)

[38] Yican Wu et all, "Conceptual study on liquid metal center conductor post in spherical tokamak reactors", Fusion Engineering and Design, Volumes 51-52 (November 2000), pg. 395-399

[FOOTNOTESykes200831-39] Sykes 2008, п. 31.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]

[16]

[17]

[18]

[19]

[20]

[21]

[22]

[23]

[24]

[25]

[26]

[27]

[28]

[29]

[30]

[31]

[32]

[33]

[34]

[35]

[36]

[37]

[38]

[39]