Лекция 13

УСТРОЙСТВО И РАБОТА ТОКАМАКА

Принцип действия, принципиальная схема токамака, параметры установки, устойчивость тороидального плазменного шнур, параметр удержания  , энергетическое время жизни.

Принцип действия. Принципиальная схема

В заключительной главе подробнее рассмотрим устройство и особенности работы токамака - наиболее сложной, но, пожалуй, и наиболее важной плазменной установки. Именно с токамаком сейчас связывают надежду на практическую реализацию управляемого термоядерного синтеза. Сооружаемый в настоящее время международным сообществом термоядерный реактор-токамак ИТЭР- это решающий шаг на пути создания к середине века термоядерной энергетики. Токамак – название созданной в соответствии с предложением И.Е.Тамма и А.Д.Сахарова в середине прошлого века в Курчатовском институте установки ТОковая КАмера с МАГнитными катушками (Г трансформировали в К при характерном в русском языке смягчении согласных).

Токамак – это трансформатор, вторичной «обмоткой» которого является создаваемый в плазме ток. Магнитная термоизоляция обеспечивается сильным тороидальным магнитным полем B   B t , которое вместе с полоидальным полем B   B p тока I p создает необходимую для подавления тороидального дрейфа плазмы и сохранения устойчивости шнура винтовую конфигурацию магнитных силовых линий (рис.13.1а). Показанная на рис.13.1 проводящая оболочка (кожух) также служит для пассивной стабилизации плазменного шнура при его кратковременных возмущениях.

Связь между толщиной кожуха и характерным временем возмущения t 1/2 , которое демпфируется возникающими в кожухе при таком изменении магнитного потока токами Фуко, определяется глубиной скин-слоя, которая в практических единицах может быть представлена в виде очень полезной формулы: .

В этой формуле - удельное сопротивление материала кожуха, отнесенное к удельному сопротивлению меди при 20 0 С, t 1/2 –полупериод возмущения.

Генерация и поддержание тока в плазме осуществляется с помощью индуктора , который при изменении тока в нем создает на тороидальной оси ЭДС ε = - d  / dt , где  - магнитный поток внутри плазменного кольца с током. Для электрического пробоя заполняющего камеру газа необходимо значительно большее, чем для поддержания тока, значение ε, поэтому при создании плазмы ток в обмотках индуктора меняют значительно

быстрее, чем в фазе его долговременного поддержания. Для того, чтобы поле индуктора не искажало при пробое тороидальное поле, а также необходимую для удержания плазмы винтовую магнитную конфигурацию, используют магнитопроводы из материала с высокой магнитной проницаемостью (магнитомягкое железо), замыкающие магнитный поток вне индуктора. Индуктор может быть с железным сердечником, так и воздушным - вообще без использования железа. В последнем случае устанавливают полоидальные катушки, которые компенсируют поле индуктора в области плазмы. Равновесие кругового тока в продольном (по отношении к нему) магнитном поле достигается путем приложения дополнительного вертикального магнитного поля B z , создающего направленную к оси системы силу. Поле B z создается полоидальными управляющими обмотками (рис.9.1б). На рис.9.2 показаны основные элементы электромагнитной системы токамака, и циклограмма его работы. Кроме указанных обмоток в токамаках дополнительно устанавливают катушки для обеспечения равновесия плазмы по вертикали и коррекции магнитного поля.

Устойчивость тороидального плазменного шнура

Устойчивость тороидального плазменного шнура, возможна лишь при выполнении критерия Крускала- Шафранова q = (a / R )(B t / B p ) >1 , для чего ток плазмы I p не должен превышать определенного значения. Действительно, связь поля и тока

. (13.1)

Рис.13.2а Электромагнитная система токамака.

где, l и I выражены соответственно в эрстедах, сантиметрах и амперах, в случае аксиальной симметрии (H ∙2  r =0,4  I ) дает для поля H =0,2 I / r . Если у токамака большое аспектовое отношение A = R / a , то в первом приближении полоидальное поле на границе плазменного шнура B p  0,2 I p / a , и q =(5 a 2 / R )(B p / I p ) >1

Таким образом, существует ограничение на величину тока в плазме.

n . При малых значениях n e  0,07j p , где плотность плазмы в [м -3 ], а плотность тока в [МА/м 2 ].

Рис.13.2б Циклограмма работы токамака (качественно): J T –ток в катушках тороидального соленоида, J и - ток в обмотке индуктора, J p - ток плазмы, J у.к. ток в управляющих катушках (увеличивается с ростом T плазмы).

Другие ограничения связаны с плотностью плазмы n . При малых значениях n в вихревом поле E = ε/2  R электроны могут перейти в режим ускорения («уйти в просвист»). Критическая для такого режима концентрация плазмы определяется критерием Разумовой n e  0,07j p , где плотность плазмы в [м -3 ], а плотность тока в [МА/м 2 ]. То есть, предел по току плазмы линейно зависит от ее концентрации I p  ( ka 2 /0,07) n e . При больших n также существует предел по плотности n MH  2 B t / qR (предел Мураками –Хьюгелла), связанный с балансом мощностей в периферийной плазме. При больших плотностях, когда потери плазмы за счет излучения и теплопроводности начинают превышать выделение в ней энергии за счет протекающего по плазме тока, происходит контракция (сжатие) плазменного шнура.

Визуально область рабочих режимов токамака удобно проиллюстрировать так называемой диаграммой Хьюгелла-Мураками (рис.13.3). На ней вместо плотности по оси абсцисс откладывают величину ей пропорциональную для токамака с заданными большим радиусом плазмы и значением тороидального поля M = (R / B t ) n (число Мураками). Область 1-2 соответствует пределу Разумовой, связанному с убегающими электронами, область 2-3 определяется МГД устойчивостью в соответствии с критерием Крускала-Шафранова,

Рис.13.3 Диаграмма Хьюгелла-Мураками устойчивых режимов токамака.

область 3-4 – это предел по плотности Мураками. Энерговыделение в плазме при протекании в ней тока пропорционально Q OH  I p 2 , а потери на излучение Q r  n 2 e . Из (13.1) следует, что Q OH  [ (B t / R ) q ] 2 , а отношение Q r / Q OH  n 2 (R / B t ) 2 q 2  H 2 . Число H называется числом Хьюгелла, при сохранении пропорциональности между энерговыделением и излучением (H = cons t ) q -1 пропорционально числу Мураками M . Участок диаграммы 4-1 и отражает эту пропорциональность.

При нагреве плазмы возникают проблемы, связанные с МГД равновесием плазменного шнура в токамаке. Из условия равновесия плазмы в МГД приближении суммарное давление плазмы и магнитного поля в шнуре должны уравновешиваться давлением магнитного поля снаружи от плазменного шнура. С ростом температуры давление плазмы < P >= nkT растет и, соответственно, растет сила F Rpl , необходимая для удержания на месте этого раздувающегося под внутренним давлением плазменного «баллона». Грубо эта сила может быть оценена из работы по «растяжению баллона» W  < P >2  R  a 2 , F Rpl = - dW / dR = =2  2 a 2 < P > . Следовательно, с ростом давления плазмы надо увеличивать и удерживающее плазму на радиусе R вертикальное поле B z . Посмотрим, что при этом происходит с суммарным полоидальным полем, которое складывается из поля тока и внешнего вертикального поля B z . Допустим, что поле B z однородно по R , тогда в случае для обеспечения равновесия оно должно совпадать с полем тока на его внешней стороне, усиливая это поле. На внутренней же стороне поле B Z ослабляет поле тока и с ростом давления плазмы возможна ситуация, когда на некотором расстоянии от центра токамака оно скомпенсирует последнее с образованием так называемой x – точки . Силовые линии вне нее разомкнуты. С увеличением давления и, соответственно, необходимого для удержания плазмы поля B z x -точка приближается к плазменному шнуру и при   = < p >/(B 2  /8  )= R / a касается его, что позволяет ей свободно «вытекать» из установки.

То есть, при   < R / a (13.2)

удержание невозможно.

Рис.13.4 Суперпозиция поля тока и вертикального поля, приводящая к возникновению x -точки.

Параметр удержания  .

Ограничение по полоидальному бета приводит и ограничению по полному значению этого параметра в токамаке. Полное  находится из сложения векторов тороидального и полоидального полей и равно

Выражая тороидальное поле через полоидальное и запас устойчивости q =(a / R )(B t / B  ) получаем

Учитывая (13.2) окончательно имеем:

(13.3)

Так как А и q больше единицы, то значение  ограничено сверху, например, при А = 3 и q =2, что примерно соответствует значениям, закладываемым в проектах термоядерного реактора на основе токамака, согласно (13.3)  max  0,08.

Мы рассматривали токамак с круглым сечением плазмы, однако, в проекте реактора ИТЭР сечение плазмы вытянуто вдоль вертикальной оси (рис.13.5). Тому несколько причин. Первая, в тороидальном соленоиде D –образной формы при той же длине обмотки и, соответственно, мощности питания можно запасти значительно больше энергии магнитного поля, кроме того, такой соленоид выдерживает значительно большие механические нагрузки, возникающие при сильных магнитных полях, чем соленоид с круглыми катушками. Достаточно упомянуть, что при поле 0,5 Тл внутренне давление со стороны поля на катушки составляет одну избыточную атмосферу. Учитывая, что магнитное давление квадратично зависит от поля, для поля в 5 Тл, которое необходимо для реактора, получаем давление в 100 раз большее. Сила, действующая на единицу длины проводника, в практической системе единиц равна:

Из-за того, что поле в тороидальном соленоиде растет к центру  1/ B t , на различные участки катушки действует разная сила, создающая изгибающий момент относительно точки опоры катушки. Суммарная сила, действующая на катушку (см.рис.13.5), направлена к центру, ее легко оценить из запасенной в объеме V полной энергии W маг магнитного поля: F R = - dW маг / dR  - (B 0 2 /8  ) V  (B 0 2 /8  )4  2 a 2 . (Катушку тороидального соленоида можно представить как прижимаемый к внутренней опоре тонкий обруч). Так вот, выполнение условия gr c = const , где r – переменный радиус кривизны катушки, позволяет создать так называемую безмоментную катушку , что резко повышает ее прочностные свойства. Одновременно условие g (R , z ) r c (R , z )= const определяет форму такой катушки, которая и имеет D - образный вид.

Энергетическое время жизни

Но кроме «инженерных» вытянутое вдоль вертикальной оси сечение плазмы имеет существенные физические преимущества для повышения параметров удерживаемой плазмы. С увеличением вытянутости k = b / a (см. рис.13.5) при том же большом радиусе возрастает ток плазмы и время ее удержания.

Запас устойчивости для

плазмы некруглого сечения q (k )  q (1+ k 2 )/2 , что в соответствии с (13.1) при том же запасе устойчивости позволяет получить большие значения I p . Скейлинг или закон подобия, полученный по результатам измерений на многих установках, для энергетического времени жизни  E дает следующую зависимость от тока и вытянутости плазмы  E  I p 0,9 k 0,8 . Таким образом, увеличение k с учетом q (k ) приводит к существенному возрастанию  E .

Насколько увеличится значение бэта при переходе к вытянутому сечению можно оценить, если в знаменателе (13.3) R / a заменить на 2  R / l , где l – длина периметра вытянутого сечения плазмы, которая примерно в (1+ k )/2 раз больше длины окружности с радиусом a .

Недавно в Московском физико-техническом институте состоялась российская презентация проекта ИТЭР, в рамках которого планируется создать термоядерный реактор, работающий по принципу токамака. Группа ученых из России рассказала о международном проекте и об участии российских физиков в создании этого объекта. «Лента.ру» посетила презентацию ИТЭР и поговорила с одним из участников проекта.

ИТЭР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor - Международный термоядерный экспериментальный реактор) - проект термоядерного реактора, позволяющий продемонстрировать и исследовать термоядерные технологии для их дальнейшего использования в мирных и коммерческих целях. Создатели проекта считают, что управляемый термоядерный синтез может стать энергетикой будущего и служить альтернативой современным газу, нефти и углю. Исследователи отмечают безопасность, экологичность и доступность технологии ИТЭР по сравнению с обычной энергетикой. По сложности проект сравним с Большим адронным коллайдером; установка реактора включает в себя более десяти миллионов конструктивных элементов.

Об ИТЭР

Для тороидальных магнитов токамака необходимо 80 тысяч километров сверхпроводящих нитей; общий их вес достигает 400 тонн. Сам реактор будет весить около 23 тысяч тонн. Для сравнения - вес Эйфелевой башни в Париже равен всего 7,3 тысячи тонн. Объем плазмы в токамаке будет достигать 840 кубических метров, тогда как, например, в крупнейшем действующем в Великобритании реакторе такого типа - JET - объем равен ста кубическим метрам.

Высота токамака составит 73 метра, из которых 60 метров будут находиться над землей и 13 метров - под ней. Для сравнения, высота Спасской башни Московского Кремля равна 71 метру. Основная платформа реактора будет занимать площадь, равную 42 гектарам, что сопоставимо с площадью 60 футбольных полей. Температура в плазме токамака будет достигать 150 миллионов градусов Цельсия, что в десять раз выше температуры в центре Солнца.

В строительстве ИТЭР во второй половине 2010 годов планируется задействовать одновременно до пяти тысяч человек - в их число войдут как рабочие и инженеры, так и административный персонал. Многие компоненты ИТЭР будут доставляться от порта у Средиземного моря по специально сооруженной дороге длиной около 104 километров. В частности, по ней будет перевезен самый тяжелый фрагмент установки, масса которого составит более 900 тонн, а длина - около десяти метров. Более 2,5 миллионов кубометров земли вывезут с места строительства установки ИТЭР.

Общие затраты на проектные и строительные работы оцениваются в 13 миллиардов евро. Эти средства выделяются семью основными участниками проекта, представляющими интересы 35 стран. Для сравнения, совокупные расходы на строительство и обслуживание Большого адронного коллайдера почти в два раза меньше, а строительство и поддержание работоспособности Международной космической станции обходится почти в полтора раза дороже.

Токамак

Сегодня в мире существуют два перспективных проекта термоядерных реакторов: токамак (то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками) и стелларатор. В обеих установках плазма удерживается магнитным полем, однако в токамаке она имеет форму тороидального шнура, по которому пропускается электрический ток, тогда как в стеллараторе магнитное поле наводится внешними катушками. В термоядерных реакторах происходят реакции синтеза тяжелых элементов из легких (гелия из изотопов водорода - дейтерия и трития), в отличие от обычных реакторов, где инициируются процессы распада тяжелых ядер на более легкие.

Фото: НИЦ «Курчатовский институт»/ nrcki.ru

Электрический ток в токамаке используется также и для начального разогрева плазмы до температуры около 30 миллионов градусов Цельсия; дальнейший разогрев производится специальными устройствами.

Теоретическая схема токамака была предложена в 1951 советскими физиками Андреем Сахаровым и Игорем Таммом , и в 1954 году в СССР была построена первая установка. Однако, ученым не удавалось продолжительное время поддерживать плазму в стационарном режиме, и к середине 1960 годов в мире сложилось убеждение, что управляемый термоядерный синтез на основе токамака невозможен.

Но уже через три года на установке Т-3 в Институте атомной энергии имени Курчатова под руководством Льва Арцимовича удалось нагреть плазму до температуры более пяти миллионов градусов Цельсия и ненадолго удержать ее; ученые из Великобритании, присутствовавшие на эксперименте, на своем оборудовании зафиксировали температуру около десяти миллионов градусов. После этого в мире начался настоящий бум токамаков, так что в мире было построено около 300 установок, самые крупные из которых находятся в Европе, Японии, США и России.

Изображение: Rfassbind/ wikipedia.org

Управление ИТЭР

На чем основана уверенность в том, что ИТЭР заработает через 5-10 лет? На каких практических и теоретических разработках?

С российской стороны заявленный график работ мы выполняем и не собираемся нарушать. К сожалению, мы видим некоторое запаздывание работ, выполняемых другими, в основном Европой; частично есть запаздывание у Америки и наблюдается тенденция к тому, что проект будет несколько задержан. Задержан, но не остановлен. Есть уверенность в том, что он заработает. Концепт самого проекта полностью теоретически и практически просчитан и надежен, поэтому я думаю, что он заработает. Даст ли он в полной мере заявленные результаты... поживем - увидим.

Проект скорее носит исследовательский характер?

Конечно. Заявленный результат не есть полученный результат. Если он будет получен в полной мере, я буду предельно счастлив.

Какие новые технологии появились, появляются или будут появляться в проекте ИТЭР?

Проект ИТЭР является не просто сверхсложным, но еще и сверхнапряженным проектом. Напряженным в плане энергонагрузки, условий эксплуатации определенных элементов, в том числе наших систем. Поэтому новые технологии просто обязаны рождаться в этом проекте.

А есть пример?

Космос. Например, наши алмазные детекторы. Мы обсуждали возможность применения наших алмазных детекторов на космических грузовиках, которые представляют собой ядерные машины, перевозящие некоторые объекты типа спутников или станций с орбиты на орбиту. Есть такой проект космического грузовика. Так как это аппарат с ядерным реактором на борту, то сложные условия эксплуатации требуют анализа и контроля, так что наши детекторы вполне могли бы это сделать. На данный момент тема создания такой диагностики пока не финансируется. Если она будет создана, то может быть применена, и тогда в нее не нужно будет вкладывать деньги на стадии разработки, а только на стадии освоения и внедрения.

Какова доля современных российских разработок нулевых и девяностых годов в сравнении с советскими и западными разработками?

Доля российского научного вклада в ИТЭР на фоне общемирового очень велика. Я не знаю ее точно, но она очень весома. Она явно не меньше российского процента финансового участия в проекте, потому что во многих других командах есть большое количество русских, которые уехали за границу работать в другие институты. В Японии и Америке, везде, мы с ними очень хорошо контактируем и работаем, кто-то из них представляет Европу, кто-то - Америку. Кроме того, там есть и свои научные школы. Поэтому, насчет того, сильнее мы или больше развиваем то, что делали раньше... Один из великих сказал, что «мы стоим на плечах титанов», поэтому та база, которая была наработана в советские времена, неоспоримо велика и без нее мы ничего бы не смогли. Но и в данный момент мы не стоим на месте, мы движемся.

А чем занимается именно ваша группа в ИТЭР?

У меня сектор в отделе. Отдел занимается разработкой нескольких диагностик, наш сектор занимается конкретно разработкой вертикальной нейтронной камеры, нейтронной диагностики ИТЭР и решает большой круг задач от проектирования до изготовления, а также проводит сопутствующие научно-исследовательские работы, связанные с разработкой, в частности, алмазных детекторов. Алмазный детектор - уникальный прибор, первоначально созданный именно в нашей лаборатории. Ранее использовавшийся на многих термоядерных установках, сейчас он применяется достаточно широко многими лабораториями от Америки до Японии; они, скажем так, пошли за нами следом, но мы продолжаем оставаться на высоте. Сейчас мы делаем алмазные детекторы и собираемся выйти на уровень их промышленного производства (мелкосерийного производства).

В каких отраслях промышленности могут использоваться эти детекторы?

В данном случае это термоядерные исследования, в дальнейшем мы предполагаем, что они будут востребованы в ядерной энергетике.

Что именно делают детекторы, что они измеряют?

Нейтроны. Более ценного продукта, чем нейтрон, не существует. Мы с вами также состоим из нейтронов.

Какие характеристики нейтронов они измеряют?

Спектральные. Во-первых, непосредственная задача, которая решается в ИТЭРе, это измерение энергетических спектров нейтронов. Кроме того, они мониторят количество и энергию нейтронов. Вторая, дополнительная задача, касается ядерной энергетики: у нас есть параллельные разработки, которые могут измерять и тепловые нейтроны, являющиеся основой ядерных реакторов. У нас эта задача второстепенная, но она также отрабатывается, то есть мы можем работать здесь и в тоже время делать наработки, которые могут быть вполне успешно применены в ядерной энергетике.

Какими методами вы пользуетесь в своих исследованиях: теоретическими, практическими, компьютерным моделированием?

Всеми: от сложной математики (методов математической физики) и математического моделирования до экспериментов. Все самые разные типы расчетов, которые мы проводим, подтверждаются и проверяются экспериментами, потому что у нас непосредственно экспериментальная лаборатория с несколькими работающими нейтронными генераторами, на которых мы проводим тестирование тех систем, которые сами же и разрабатываем.

У вас в лаборатории есть действующий реактор?

Не реактор, а нейтронный генератор. Нейтронный генератор, по сути, это минимодель тех термоядерных реакций, о которых идет речь. В нем идет все то же самое, только там процесс несколько иной. Он работает по принципу ускорителя - это пучок определенных ионов, ударяющий по мишени. То есть в случае плазмы мы имеем горячий объект, в котором каждый атом имеет большую энергию, а в нашем случае специально ускоренный ион ударяется по мишени, насыщенной подобными же ионами. Соответственно, происходит реакция. Скажем так, это один из способов, которым вы можете делать ту же самую термоядерную реакцию; единственное только, что доказано, что данный способ не обладает высоким КПД, то есть вы не получите положительный энерговыход, но саму реакцию вы получаете - мы непосредственно наблюдаем данную реакцию и частицы и все, что в ней идет.

Оригинал взят у tnenergy в Физика токамаков на пальцах

Похоже, пора сделать некий ликбез по физике токамаков и по физикам, видимо, тоже. Идее проведения управляемого термоядерного горения с магнитным удержанием стукнуло 60 лет, и многие задаются вопросом “и где возврат потраченного на исследования?”, “где обещанный источник чистой и дешевой энергии?”. Пришло время посмотреть, какие отмазки у физиков есть сегодня. Я не буду в этой статье затрагивать другие установки, кроме токамаков, но мы взглянем на проблемы нагрева, удержания плазмы, ее нестабильности, проблему бридинга трития, перспективы и даже где-то историю вопроса.

Ликбез

Если взять 2 нейтрона и 2 протона и слепить из них атом гелия мы получим очень много энергии. Просто очень много энергии - с каждого килограмма налепленного гелия - эквивалент сжиганию 10 000 000 килограмм бензина. При такой смене масштаба энергосодержания наша интуиция пасует, и об этом надо помнить, когда придумываешь свой вариант термоядерной установки.

Кстати, на Солнце идет другая термоядерная реакция, невоспроизводимая на Земле.

Наиболее простым путем получить эту энергию является проведение ядерной реакции слияния (или синтеза) D + T -> He4 + n + 17,6 Мэв . К сожалению - в отличии от химических реакций, в пробирке она не идет. Зато неплохо идет, если смесь трития и дейтерия нагреть до 100 млн градусов. При этом атомы начинают летать настолько быстро, что при столкновении по инерции проскакивают зону кулоновского отталкивания и сливаюся в заветный гелий. Энергия выделяется в виде, так сказать, осколков - очень быстрого нейтрона, уносящего 80% энергии, и чуть менее быстрого ядра гелия (альфа-частицы). Разумеется при “рабочей” температуре все вещество - плазма, т.е. атомы существуют отдельно от электронов. Любой осевший электрон будет потерян при первом же столкновении столь энергично движущегося вещества.

На этом месте каждый уважающий себя популяризатор вставляет эту картинку.

Скорость реакции (и соответственно энерговыделение) зависит от двух параметров - температуры, она должна быть не меньше ~50 млн С, а лучше 100-150 , и плотности плазмы. Понятно, что в плотной плазме вероятность столкновения атомов дейтерия и трития выше, чем в разряженной.

Основная проблема с такой “реакционной смесью” - она остывает зверским темпом. Настолько зверским, что одной из первых проблем было просто нагреть ее хотя бы на 1 микросекунду до заветных 100 млн. Т.е. вы берете 10 миллиграмм водородной плазмы, прикладываете к ней греющую мощность в 10 мегаватт… а она не нагревается.

Нагрев и чистота плазмы

Корейский токамак KSTAR в работе. Светятся самые холодные и грязные части плазмы.

В чистой плазме, путем нагрева с помощью нагрева радиочастотным излучением , инжекцией быстрых нейтральных частиц к концу 70х удалось достичь заветных 100 млн градусов. Но если мы хотим получить установку, дающую электроэнергию, а не жрущую ее в три горла, нам нужно, что бы термоядерная реакция выделяла достаточно энергии, что бы греть саму себя. Вообще говоря, термоядерное горение, может работать отличной грелкой, даже внешний подогрев не понадобится Такой режим называется зажиганием плазмы . Проблема в том, что стоит только утечь чуть большему количеству тепла, чем мы ожидали, наша термоядерная реакция тут же выключается, и все опять мгновенно остывает. Но для контроля мы можем использовать очень небольшую долю притекающего от систем нагрева тепла - в перспективных реакторах хотят добиться режима с 1/50 общей мощности, а в ИТЭР - 1/10 . Коэффициент отношения тепловыделения от термоядерной реакции к вкладываемому теплу обозначается буквой Q .

Еще из жизни плазмы: при срыве стабилизации мы видим как касаясь стенок и охлаждаясь плазма быстро теряет тепло.

Что нужно, что бы плазма давала много термоядерного тепла? Как я говорил выше - достаточная плотность, а именно 10^20-10^21 частиц на кубический сантиметр. При этом мощность энерговыделения получится несколько (до 10) мегаватт на кубометр плазмы . Но если мы наращиваем плотность плазмы, то у нас растет ее давление - для нашей цели по плотности и температуры оно составит ~5 атмосфер . Задача удержать такую плазму от разлета и расплавления установки (и заодно прямого теплопереноса на стенки - мы же боремся за каждый джоуль!) - третяя и главная проблема.

Мощность энерговыделения (мегаватт на кубометр) при разных плотностях и температурах.

Магнитное удержание (конфаймент).

На наше счастье плазма взаимодействует с магнитным полем - вдоль его силовых линий двигается, а поперек - практически нет. Если создать такое магнитное поле, в котором нет дырок, то плазма будет кружить в нем вечно. Ну да, пока не остынет, но 100 миллисекунд-то у нас есть!

Самая простая конфигурация такого поля - тор с нанизанными на него катушками, в котором плазма движется по кругу. Именно такая конфигурация была придумана Сахаровым и Таммом в 1951 году и названа ими “токамак ”, т.е. то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками. Для создания т.н. вращательного преобразования (при движении по кругу плазма должна вращаться вокруг оси движения, это нужно для того, что бы не происходило разделения зарядов) в плазме надо навести кольцевой ток, благо это сделать несложно, т.к. плазменый тор можно считать витком на трансформаторе, и достаточно изменять ток в “первичной” обмотке, что бы искомый ток появился. Так к тороидальным катушкам добавляется индуктор или центральный соленоид. Полоидальные катушки отвечают за дополнительное подкручивание тороидального поля и управление и таким образом мы получаем итоговый вариант магнитного поля, которое держит плазму. Кроме того, магнитное поле не дает перемещатся плазме поперек тора, что создает сильный перепад температуры от центра к краям. Такое состояние называется магнитный конфаймент.

Примерно так видят ИТЭР теоретики.

Можно строить термоядерную электростанцию? Не совсем….

Как мы помним, давление плазмы составляет 5 атмосфер. Понятно, что давление магнитного поля должно быть не меньше. Однако оказывается, что при сравнимых величинах плазма крайне неустойчива - начинает резко менять форму, завязываться в узлы и выбрасываться на стенки. Есть такое соотношение давления плазмы к давлению магнитного поля, обозначаемое буквой β . Оказывается, что более менее рабочие режимы начинаются с β = 0.05-0.07, т.е. давление магнитного поля должно быть в 15-20 раз выше давления плазмы. Когда в конце 70х годов стало понятно, что это соотношение никак не преодолеть, думаю не один физик-термоядерщик произнес что-то вроде “плазма, бессердечная ты сука”. Именно вот эта необходимость повышать поля в 15-20 раз и поставила крест на идеи “термоядерный реактор в каждый дом”. Дорогая, приглуши термоядерный реактор, медведям жарко.

Модель движения плазмы в токамаке. Плазма сильно турбулентная (возмущенная), и это помогает ей быстрее остывать и нестабильнее себя вести.

Нестабильности

Что означает эта необходимость повысить в 15-20 раз поле по сравнению с мечтами 50х? Ну во-первых это просто невозможно. Изначально токамак виделся с полем 1,5-2 Тесла (и соответствующим давлением плазмы в 10-15 атмосфер) и β=1, а в реальности для удержания такой плазмы нужно было бы поле 30-40 Тесла . Такие поля были не достижимы в 60х, да и сегодня рекорд стационарного поля - 33 тесла в объеме со стакан. Технический предел заложен в ИТЭР: в плазменном объеме - 5-6 Т а на краю - 8-9 Т. Соответственно давление и плотность плазмы в реальной установке меньше, чем в той, что задумывалась в 50х. А раз меньше, то и с подогревом все гораздо хуже. А раз с подогревом хуже, то плазма остывает быстрее и … ну вы поняли.

Однако с утечкой тепла можно бороться очень примитивным методом - увеличивать размер реактора. При этом объем плазмы растет как куб, а площадь поверхности плазмы, через которую утекает энергия - как квадрат. Получается линейное улучшение теплоизоляции. Поэтому если первый токамак в мире имел диаметр в 80 см, а ИТЭР имеет диаметр в ~16 метров и объем в 10000 раз больше. И этого еще маловато для промышленного реактора.

Токомакостроители согласны насчет "мало".

Вообще говоря, термоядерная плазма оказалась на редкость противной субстанцией, в которой постоянно возникала какая-то “жизнь”, какие-то вибрации и колебания, которые обычно не вели ни к чему хорошему. Однако в 82 году были случайно обнаружены нестабильности, которые приводили к резкому (в 2 раза!) уменьшению утечки тепла из тора. Такой режим был назван H-mode и теперь поголовно используется всеми токамаками. Кстати, тот самый кольцевой ток, который создается в плазме для удержания ее в тороидальном поле является источником множества этих самых нестабильностей, в т.ч. очень неприятными бросками плазмы вверх или вниз на стенки. Борьба за устойчивое управление плазмой затянулась где-то лет на 30, и сейчас в ИТЭР, например планируется, что только 5 запусков из 1000 будут заканчиваться срывами управления.

Кстати, в процессе борьбы за стабильность токамаки стали в сечении из круглых вытянутыми вертикально. Оказалось что D-образное сечении плазмы улучшает ее поведение и позволяет повысить бету. Сейчас известно, что самые большие рабочие беты и самые устойчивые плазмы - у сферических токамаков (у них вертикальная вытянутость максимальна к диаметру), относительно нового направления токамакостроения. Возможно их быстрый прогресс приведет к тому, что первая термоядерная электростанция будет снабжена именно такой машиной, а не классическим тором.

Сферический токамак - это новый повод попросить еще денег.

Нейтроны и тритий

Последняя тема, о которой надо рассказать для понимания клубка проблем физики токамака - это нейтроны. Как я говорил, в самой легко достижимой реакции D + T -> He4 + n нейтроны уносят 80% энергии, выделившейся в ходе рождения ядра гелия. Нейтронам плевать на магнитное поле и они разлетаются во всех направлениях. При этом они забирают ту энергию, которую мы расчитывали пустить на нагрев плазмы. Поэтому, кстати, отцы-основатели направления думали больше про реакцию D +D -> p(n) + T(He3), в которой нейтроны уносили бы 15% энергии. Но, к сожалению, для D + D нужна в 10 раз большая температура, в 10 раз большее поле или в 3 раза больший реактор. Так вот, нейтронный поток от термоядерного реактора чудовищен. Он превосходит поток быстрых реакторов в ~сто раз при том же энерговыделении, а главное - нейтроны с энергией 14,6 МэВ на много разрушительнее нейтронов быстрых реакторов с энергией 0,5-1 МэВ.

Это сечение камеры ИТЭР после годовой работы. Циферки - наведенная нейтронами радиация, Зивертов в час. Т.е. в центре 45700 Р/ч. К счастью, довольно быстро спадает.

С другой стороны - нейтроны довольно энергично тормозятся в воде и поглощаются многими материалами, т.е. мы сможем снимать тепловую энергию термоядерного горения не плоской поверхностью, обращенной к плазме, а водяной оболочкой вокруг. Кроме того, энергичные нейтроны легко превратить в большее количество нейтронов с меньшей энергией (пролетая сквозь атом, скажем, бериллия они выбивают из него еще один нейтрон, теряя энергию Be9 + n -> Be8 + 2n. А эти нейтроны поглотить литием с превращением его в тритий. Таким образом снимается вопрос “а где наш реактор возьмем тритий”. В ИТЭР, кстати, будет испытываться аж 6 опытных вариантов бланкета, в котором будет происходить наработка трития из лития. На самообеспечение он, увы, не выйдет, но в перспективе даже эти опытные бланкетные блоки могут закрыть до 10% потребностей ИТЭР.

Проектное изображение опытного бланкета с бридингом (TBM). Не похоже, что такой бланкет сделат термоядерную станцию проще .

Подводя итог

Мораль всего этого - законы природы часто заранее не известны и могут быть довольно коварны. Всего несколько нюансов в поведении плазмы привели к раздутию реактора для получения энергии от настольного прибора к монструозному комплексу стоимостью в 16 миллиардов долларов. Самое интересное, что понимание, как сделать токамак с зажиганием появилось уже в конце 80х, т.е. через 30 лет исследований плазмы. Например, первый проект ИТЭР, созданный в 1996 году был реактором с зажиганием на мощности 1,5 гигаватта тепловых. Однако термоядерная электростанция получалась настолько запредельно сложной, что нужен был очень большой масштаб блока, что бы она окупалась. Ну например 10 гигаватт. И стройка хотя бы 10 таких электростанций, что бы снизить расходы на создание токамакостроительной промышленности. Такие масштабы не вписывались ни в одну энергетику мира, поэтому технология была отложена до лучших времен. Что бы не терять наработки, технологии, людей, политики согласились на минимальное возможное финансирование тематики в виде строительства дорогого международного ИТЭР и десятка исследовательских установок сильно поменьше. Задача этих расходов - иметь возможность быстро (ну хотя бы за 15 лет) вытащить такую энергетическую альтернативу из чулана, если вдруг она когда-то понадобится...

Светлое будущее

Кстати, о готовности технологии. На сегодня максимальный экспериментально достигнутый Q = 0.7 в 1997 на установке JET, а пересчетный (машина работала на дейтерии, а не на дейтерий тритии) на токамаке JT-60U Q = 1.2. В ИТЭР планируется Q=10, а для промышленного реактора 50-100. Чем выше Q, тем экономичнее получается электростанция, но как мы теперь знаем, тем более грандиозны размеры ее реакторной установки, тем более монструозны ее магниты, и тем большей цена отказа любого из 10 миллионов деталей, из которых собирается современный токамак...

P.S. Заходите в мой блог , у меня там некоторые новости по строительству ИТЭР.

P.P.S. Если кому нужен учебник по физике токамаков без упрощений, то

Токамак

Магнитное поле токамака и поток.

Токама́к (то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания . Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем - тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора , являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER .

История

Предложение об использовании управляемого термоядерного синтеза для промышленных целей и конкретная схема с использованием термоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем были впервые сформулированы советским физиком О. А. Лаврентьевым в работе середины 1950-го года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтеза. А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм в 1951 году предложили модифицировать схему, предложив теоретическую основу термоядерного реактора, где плазма имела бы форму тора и удерживалась магнитным полем. Одновременно эта же идея была предожена американскими учеными, но «забыта» до 1970-х годов .

В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза .

Устройство

Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру, на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля . Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития . Затем с помощью индуктора в камере создают вихревое электрическое поле . Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора , в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы .

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

• нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев);
• создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке ограничено. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение .

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля . Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счет протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов , либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия

• Т-3 - первый функциональный аппарат.
• Т-4 - увеличенный вариант Т-3
• Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе Ниобий олова , охлаждаемого жидким гелием . Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
• Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - в 200 раз.
• Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле индукцией 3,6 Тл.

Китай

Европа и Великобритания

• TM1-MH (англ.) (с 1977 - Castor, с 2007 - Golem) С начала 60-х до 1976-го года действовал в , затем был передан институту физики плазмы академии наук Чешской Республики .
• JET (англ.) (Joint European Torus) - созданный организацией Евратом в Великобритании . В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт - нейтральная инжекция, 32 МВт - ионно-циклотронный резонанс. Критерий Лоусона в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
• Tore Supra (англ.) - токамак со сверхпроводящими катушками. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).

США

• TFTR (англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - самый большой токамак в США (Принстонский университет) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Критерий Лоусона в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
• NSTX (англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
• Alcator C-Mod (англ.) - Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 г.
• DIII-D (англ.) - токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в San Diego.

Япония

• JT-60 (англ.) - работает в Институте ядерных исследований с 1985 г.

См. также

• ITER - Международный экспериментальный термоядерный реактор

Примечания

Ссылки

• Физики из Поднебесной заявляют, что они первыми воплотят термоядерную мечту в реальность

Wikimedia Foundation . 2010 .

Синонимы :

TOKAMAK (сокр. от "тороидальная камера с магн. катушками")- устройство для удержания высокотемпературной с помощью сильного магн. поля. Идея T. была высказана в 1950 академиками И. E. Таммом и А. Д. Сахаровым; первые эксперим. исследования этих систем начались в 1956.

Принцип устройства ясен из рис. 1. Плазма создаётся в тороидальной вакуумной камере, к-рая служит как бы единственным замкнутым витком вторичной обмотки трансформатора. При пропускании нарастающего во времени тока в первичной обмотке трансформатора 1 внутри вакуумной камеры 5 создаётся вихревое продольное элек-трич. поле. При не очень большой начальной газа (обычно используется водород или его изотопы) происходит его электрич. пробой и вакуумная камера заполняется плазмой с последующим нарастанием большого продольного тока I p . В совр. крупных T. ток в плазме составляет неск. миллионов ампер. Этот ток создаёт собственное полоидальное (в плоскости поперечного сечения плазмы) магн. поле В q . Кроме того, для стабилизации плазмы используется сильное продольное магн. поле В f , создаваемое с помощью спец. обмоток тороидального магн. поля. Именно комбинацией тороидального и полоидального магн. полей обеспечивается устойчивое удержание высокотемпературной плазмы (см. Тороидальные системы ),необходимое для осуществления управляемого термоядерного синтеза .

Рис. 1. Схема токамака: 1 - первичная обмотка транс форматора; 2 -катушки тороидального магнитного поля; 3 - лайнер, тонкостенная внутренняя камера для вырав нивания тороидального электрического поля; 4 - катуш ки полоидального магнитного поля; 5 - вакуумная каме ра; б -железный сердечник (магнитопровод) .

Операционные пределы . Магн. поле T. достаточно хорошо удерживает высокотемпературную плазму, но только в определённых пределах изменения её параметров. Первые 2 ограничения относятся к току плазмы I p и её ср. плотности п , выраженной в единицах числа частиц (электронов или ионов) в 1 м 3 . Оказывается, что при заданной величине тороидального магн. поля ток плазмы не может превышать нек-рого предельного значения, иначе плазменный шнур начинает извиваться по винтовой линии и в конце концов разрушается: развивается т. н. неустойчивость срыва тока. Для характеристики предельного тока используется коэф. запаса q по винтовой неустойчивости, определяемый соотношением q = 5B j a 2 /RI p . Здесь а - малый, R - большой радиус плазменного шнура, B j - тороидальное магн. поле, I p - ток в плазме (размеры измеряются в метрах, магн. поле - в теслах, ток - в MA). Необходимым условием устойчивости плазменного шнура является неравенство q >], к-рое наз. к р и т е р и е м К р у-с к а л а - Ш а ф р а н о в а. Эксперименты показывают, что надёжно устойчивый режим удержания достигается лишь при значениях .

Для плотности имеются 2 предела - нижний и верхний. Ниж. предел по плотности связан с образованием т. н. ускоренных, или убегающих электронов . При малой плотности частота столкновений электронов с ионами становится недостаточной для предотвращения их перехода в режим непрерывного ускорения в продольном электрич. поле. Ускоренные до высоких энергий электроны могут представлять опасность для элементов вакуумной камеры, поэтому плотность плазмы выбирается настолько большой, чтобы ускоренных электронов не было. С др. стороны, при достаточно высокой плотности режим удержания плазмы вновь становится неустойчивым из-за радиационных и атомарных процессов на границе плазмы, к-рые приводят к сужению токового канала и развитию винтовой неустойчивости плазмы. Верх. предел по плотности характеризуется безразмерными параметрами My-раками M=nR/B j и Хьюгелла H=nqR/B j (здесь ср. по сечению плотность электронов n измеряется в единицах 10 20 частиц/м 3). Для устойчивого удержания плазмы необходимо, чтобы числа M и H не превышали нек-рых критич. значений.

При нагреве плазмы и повышении её давления появляется ещё один предел, характеризующий максимальное устойчивое значение давления плазмы, p = n(T e +T i) , где Т е, T i -электронная и ионная темп-ры. Этот предел накладывается на величину b, равную отношению ср. давления плазмы к давлению магн. поля; упрощённое выражение для предельного значения b даётся соотношением Тройона b c =gI p /aB j , где g -числовой множитель, равный примерно 3 . 10 -2 .

Термоизоляция . Возможность нагрева плазмы до очень высоких темп-р связана с тем, что в сильном магн. поле траектории заряж. частиц выглядят как спирали, навитые на линии магн. поля. Благодаря этому электроны и ионы длительное время удерживаются внутри плазмы. И только за счёт столкновений и небольших флуктуации электрич. и магн. полей энергия этих частиц может переноситься к стенкам в виде теплового потока. Эти же механизмы определяют величину диффузионных потоков. Эффективность магн. термоизоляции плазмы характеризуется энер-гетич. временем жизни т E = W/P , где W -полное энергосодержание плазмы, a P -мощность нагрева плазмы, необходимая для поддержания её в стационарном состоянии. Величину t E можно рассматривать также как характерное время остывания плазмы, если мощность нагрева внезапно отключается. В спокойной плазме потоки частиц и тепла к стенкам камеры создаются за счёт парных столкновений электронов и ионов. Эти потоки вычисляются теоретически с учётом реальных траекторий заряж. частиц в магн. поле T. Соответствующая теория диффузионных процессов наз. неоклассической (см. Переноса процессы ).В реальной плазме T. всегда присутствуют небольшие флуктуации полей и потоков частиц, поэтому реальные уровни потоков тепла и частиц обычно значительно превышают предсказания неоклассич. теории.

Эксперименты, проведённые на многих T. разл. формы и размеров, позволили суммировать результаты исследований механизмов переноса в виде соответствующих эм-пирич. зависимостей. В частности, были найдены зависимости энергетич. времени жизни т E от осн. параметров плазмы для разл. мод удержания. Эти зависимости наз. с к е й л и н г а м и; они успешно используются для предсказания параметров плазмы во вновь вводимых в строй установках.

Самоорганизация плазмы . В плазме T. постоянно имеются слабонелинейные , к-рые влияют на профили распределения темп-ры, плотности частиц и плотности тока по радиусу, как бы управляют ими. В частности, в центр. области плазменного шнура очень часто присутствуют т. н. пилообразные колебания, отражающие периодически повторяющийся процесс постепенного обострения и затем резкого уплощения профиля темп-ры. Пилообразные колебания предотвращают контракцию тока к магн. оси тора (см. Контракция газового разряда) . Кроме того, в T. время от времени возбуждаются винтовые моды (т. н. т и р и н г-м о д ы), к-рые вне шнура наблюдаются в виде низкочастотных магн. колебаний. Тиринг-моды способствуют установлению более устойчивого распределения плотности тока по радиусу. При недостаточно осторожном обращении с плазмой тиринг-моды могут нарасти настолько, что вызываемые ими возмущения магн. поля разрушают магн. поверхности во всём объёме плазменного шнура, магн. конфигурация разрушается, энергия плазмы выбрасывается к стенкам и ток в плазме прекращается из-за её сильного охлаждения (см. Тиринг-неустойчивости ).

Кроме этих объёмных колебаний существуют моды колебаний, локализованные на границе плазменного шнура. Эти моды очень чувствительны к состоянию плазмы на самой периферии, их поведение усложнено атомарными процессами. Внеш. и внутр. моды колебаний могут сильно влиять на процессы переноса тепла и частиц, они приводят к возможности перехода плазмы из одного режима магн. термоизоляции в другой и обратно. Если в плазме T. распределение частиц по скоростям сильно отличается от , то возникает возможность для развития кинетич. неустойчивостей. Напр., при рождении большого кол-ва убегающих электронов развивается т. н. веерная неустойчивость, приводящая к трансформации продольной энергии электронов в поперечную. Кинетич. неустойчивости развиваются также при наличии ионов с высокой энергией, возникающих при дополнит. нагреве плазмы.

Нагрев плазмы . Плазма любого T. автоматически подогревается за счёт джоулева тепла от протекающего по ней тока. Джоулева энерговыделения достаточно для получения темп-ры в неск. млн. градусов. Для целей управляемого термоядерного синтеза нужны темп-ры >10 8 К, поэтому все крупные T. дополняются мощными системами нагрева плазмы . Для этого используются либо эл--магн. волны разл. диапазонов, либо прямая быстрых частиц в плазму. Для высокочастотного нагрева плазмы удобно использовать резонансы, к-рые отвечают внутр. колебат. процессам в плазме. Напр., нагрев ионной компоненты удобно осуществлять в диапазоне гармоник циклотронных частот либо осн. ионов плазмы, либо специально подобранных ионов-присадок. Нагрев электронов осуществляется при электронно-циклотронном резонансе.

При нагреве ионов с помощью быстрых частиц обычно используются мощные пучки нейтральных атомов. Такие пучки не взаимодействуют с магн. полем и проникают глубоко внутрь плазмы, там они ионизуются и захватываются магн. полем T.

С помощью дополнит, методов нагрева темп-ру плазмы T. удаётся поднять >3·10 8 К, что вполне достаточно для протекания мощной термоядерной реакции. В будущих разрабатываемых T.-реакторах нагрев плазмы будет осуществляться высокоэнергетичными альфа-частицами, возникающими при реакции слияния ядер дейтерия и трития.

Стационарный токамак . Обычно ток в плазме протекает только при наличии вихревого электрич. поля, создаваемого за счёт увеличения магн. потока в индукторе. Индукционный механизм поддержания тока ограничен во времени, так что соответствующий режим удержания плазмы является импульсным. Однако импульсный режим не является единственно возможным, нагрев плазмы может использоваться и для поддержания тока, если наряду с энергией в плазму передаётся и импульс, разный для разных компонент плазмы. Неиндукционное поддержание тока облегчается за счёт генерации тока самой плазмой при её диффузионном расширении к стенкам (бутстрэп-эффект). Бутстрэп-эффект был предсказан неоклассич. теорией и подтверждён затем экспериментально. Эксперименты показывают, что плазма T. может удерживаться стационарно, и гл. усилия по практич. освоению стационарного режима направлены на повышение эффективности поддержания тока.

Дивертор, управление примесями . Для целей управляемого термоядерного синтеза требуется очень чистая плазма на основе изотопов водорода. Чтобы ограничить примесь др. ионов в плазме, в ранних T. плазма ограничивалась т. н. л и м и т е р о м (рис. 2, а) , т. е. диафрагмой, не допускающей соприкосновения плазмы с большой поверхностью камеры. В совр. T. используется гораздо более сложная диверторная конфигурация (рис. 2, б) , создаваемая катушками полоидального магн. поля. Эти катушки необходимы даже для плазмы круглого сечения: с их помощью создаётся вертикальная компонента магн. поля, к-рая при взаимодействии с осн. током плазмы не позволяет плазменному витку выброситься на стенку по направлению большого радиуса. В диверторной конфигурации витки полоидального магн. поля расположены так, чтобы сечение плазмы было вытянуто в вертикальном направлении. При этом замкнутые магн. поверхности сохраняются только внутри , снаружи её силовые линии уходят внутрь диверторных камер, где происходит нейтрализация потоков плазмы, вытекающих из осн. объёма. В диверторных камерах удаётся смягчить нагрузку от плазмы на диверторные пластины за счёт дополнит. охлаждения плазмы при атомарных взаимодействиях.

Рис. 2. Поперечный разрез плазмы круглого сечения (а )и вертикально вытянутого с образованием диверторной конфигурации (6): 1-плазма; 2- лимитер; 3 - стенка камеры; 4 - сепаратриса; 5 -диверторная камера; 6 - ди-верторные пластины .

Токамак-реактор . Гл. целью исследований на установках T. является освоение концепции магн. удержания плазмы для созданий термоядерного реактора . На T. удаётся создать устойчивую высокотемпературную плазму с темп-рой и плотностью, достаточными для термоядерного реактора; установлены закономерности для термоизоляции плазмы; осваиваются методы поддержания тока и управления уровнем примесей. Работы на T. переходят из фазы чисто физ. исследований в фазу создания эксперим. .

Лит.: Арцимович Л. А., Управляемые , 2 изд., M., 1963; Лукьянов С. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, M., 1975; Kadomtsev B. В., Tokamak plasma a complex physical system, L., 1992. Б. Б. Кадомцев .