Токама́к (тороидальная камера с магнитными катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза.
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 года. Эта работа послужила катализатором советских исследований по проблеме управляемого термоядерного синтезаБондаренко Б. Д. Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР // УФН 171, 886 (2001).. 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 предложена неизвестными американскими учёными, но «забыта» до 1970-х годов.
Термин «токамак» был придуман в 1957 году Игорем Николаевичем Головиным, учеником академика Курчатова. Первоначально он звучал как «токамаг» — сокращение от слов «тороидальная камера магнитная», но Н. А. Явлинский, автор первой тороидальной системы, предложил заменить «-маг» на «-мак» для благозвучия. Позже это название было заимствовано многими языками.
Первый токамак был построен в 1954 годуВладимир Решетов Океан энергии // Вокруг света, и долгое время токамаки существовали только в СССР. Лишь после 1968 года, когда на токамаке T-3, построенном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Л. А. Арцимовича, была достигнута электронная температура плазмы 1 кэВ (что соответствует 11,6 млн °C), и английские учёные из (Nicol Peacock и др.) со своей аппаратурой приехали в СССР, произвели измерения на Т-3 и подтвердили этот факт, в который поначалу отказывались верить, в мире начался настоящий бум токамаков. Начиная с 1973 года программу исследований физики плазмы на токамаках возглавил Борис Борисович Кадомцев.
В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза.
Устройство
Основная проблема
Положительно заряженные ионы и отрицательно заряженные электроны в термоядерной плазме имеют очень высокие энергии и, соответственно, большие скорости. Чтобы поддерживать процесс термоядерного синтеза, частицы горячей плазмы должны удерживаться в центральной области, иначе плазма будет быстро остывать. Термоядерные устройства с магнитным удержанием используют тот факт, что заряженные частицы в магнитном поле испытывают силу Лоренца и движутся по спирали вдоль силовых линий.
Простейшая система магнитного удержания — соленоид. Плазма в соленоиде будет вращаться по спирали вокруг силовых линий, проходящих по его центру, предотвращая движение в стороны. Однако это не мешает движению к концам. Очевидное решение ― замкнуть соленоид в тор, но было продемонстрировано, что такое расположение не является единообразным: по чисто геометрическим причинам поле на внешнем крае тора меньше, чем на внутреннем. Эта асимметрия заставляет электроны и ионы дрейфовать по полю и в конечном итоге ударяться о стенки тора.
Решение состоит в том, чтобы сформировать линии так, чтобы они не просто проходили вокруг тора, а закручивались, как полосы на леденце. В таком поле любая отдельная частица окажется на внешнем краю, где она будет дрейфовать в одну сторону, скажем, вверх, а затем, следуя своей магнитной линии вокруг тора, она окажется на внутреннем краю, где она будет дрейфовать в другую сторону. Это решение не идеально, но расчёты показали, что этого достаточно, чтобы топливо оставалось в реакторе в течение полезного времени.
Решение токамака
Двумя первыми решениями для создания конструкции с требуемым скручиванием были стелларатор, который делал это посредством механического устройства, скручивающего весь тор, и конструкция с z-пинчем, которая пропускала электрический ток через плазму, чтобы создать второе магнитное поле с той же целью. Оба решения продемонстрировали улучшенное время удержания плазмы по сравнению с простым тором, но оба также продемонстрировали множество дефектов, которые вызвали потерю плазмы из реакторов с энергией частиц выше предела устойчивости устройства.
По своей физической структуре токамак по существу идентичен концепции z-пинча. Ключевым нововведением было осознание того, что нестабильность, из-за которой пинч теряет плазму, можно контролировать. Проблема заключалась в том, насколько «извилистыми» были поля; поля, которые заставляли частицы проходить внутрь и наружу более одного раза за орбиту вокруг тора с длинной осью, были намного более стабильными, чем устройства с меньшим скручиванием. Это отношение витков к орбитам стало известно как коэффициент безопасности, обозначаемый q. Предыдущие устройства работают при q близком к , в то время как токамак работает при . Это увеличивает стабильность на несколько порядков.
При более внимательном рассмотрении проблемы возникает необходимость в вертикальной (параллельной оси вращения) компоненте магнитного поля. Сила Лоренца тороидального плазменного тока в вертикальном поле обеспечивает внутреннюю силу, которая удерживает плазменный тор в равновесии.
Другие проблемы Токамак решает проблему стабильности плазмы в общем смысле, но плазма также подвержена ряду динамических нестабильностей. Нестабильность изгиба плазменного шнура в значительной мере подавляется компоновкой токамака, что свидетельствует о высоких коэффициентах безопасности решения токамак. Отсутствие изгибов плазменного шнура позволило токамаку работать при гораздо более высоких температурах, чем предыдущие машины, и это позволило появиться множеству новых явлений.
Одна из них, банановые орбиты, вызвана широким диапазоном энергий частиц в токамаке — большая часть топлива горячее, но определённый процент намного холоднее. Из-за сильного скручивания полей в токамаке частицы, следуя своим силовым линиям, быстро движутся к внутреннему краю, а затем к внешнему. По мере того, как они движутся внутрь, они подвергаются увеличивающимся магнитным полям из-за меньшего радиуса концентрации поля. Частицы с низкой энергией в топливе будут отражаться от этого увеличивающегося поля и начнут двигаться назад через топливо, сталкиваясь с ядрами с более высокой энергией и рассеивая их из плазмы. Этот паразитный процесс приводит к частичной потере топлива из реактора.
Эффективность, зажигание и Q Одна из первых целей любого устройства управляемого термоядерного синтеза — достичь безубыточности, точки, в которой энергия, выделяемая реакциями термоядерного синтеза, равна количеству энергии, используемой для поддержания реакции. Отношение выхода к входу энергии обозначается Q и безубыток соответствует Q в 1. Q более чем единица необходим для реактора, чтобы производить чистую энергию. По практическим причинам желательно, чтобы значение Q значительно превалировало.
После того, как достигается равновесная Q, плазменный шнур саморазогревается, что обычно приводит к быстро растущей Q. Это связано с тем, что часть энергии, выделяемой реакциями синтеза наиболее распространённого термоядерного топлива, смеси дейтерия и трития в соотношении 50:50, находится в форме альфа-частиц. Они могут столкнуться с ядрами топлива в плазме и дополнительно нагреть её, уменьшая необходимое количество внешнего тепла. В какой-то момент, известный как зажигание, этого внутреннего саморазогрева достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию без какого-либо внешнего нагрева, что соответствует бесконечной Q.
В случае токамака этот процесс саморазогрева максимизируется, если альфа-частицы остаются в топливе достаточно долго, чтобы гарантировать, что они столкнутся с топливом. Поскольку альфа-компоненты электрически заряжены, они подвергаются воздействию тех же полей, которые ограничивают топливную плазму. Время, которое они проводят в топливе, может быть увеличено до максимума, если их орбита в поле остаётся внутри плазмы. Явление наблюдается, когда электрический ток в плазме составляет около .
Усовершенствованные токамаки
В начале 1970-х годов, когда в Принстоне проводились исследования по использованию мощных сверхпроводящих магнитов в будущих конструкциях токамаков, изучалась их компоновка. Они заметили, что расположение основных тороидальных катушек означало, что между магнитами внутри кривизны, где они были ближе друг к другу, было значительно большее натяжение. Принимая во внимание это, исследователи отметили, что силы натяжения внутри магнитов были бы выровнены, если бы они имели форму буквы D, а не буквы O. Это решение стало известно как «принстонская D-образная катушка».
Ранее к D-образному решению прибегали, хотя и по совершенно другим причинам. Коэффициент безопасности варьируется по оси плазменного жгута; по чисто геометрическим причинам он всегда меньше на внутреннем крае плазмы, ближайшем к центру машины, потому что длинная ось там короче. Это означает, что машина со средним q=1 может быть меньше 1 в определённых областях. В 1970-х годах было предложено, что один из способов противодействовать этому и создать конструкцию с более высоким средним q — это сформировать магнитные поля так, чтобы плазма заполняла только внешнюю половину тора, имеющую форму буквы D или C, вместо нормального круглого сечения.
Одной из первых машин с D-образной плазмой была JET, разработка которой началась в 1973 году. Это решение было принято как по теоретическим, так и по практическим причинам; поскольку сила больше на внутреннем крае тора, существует большая результирующая сила, давящая внутрь на весь реактор. D-образная форма демонстрировала преимущество по уменьшению результирующей силы, а также делала поддерживаемый внутренний край более плоским, поэтому плазменный жгут было проще удерживать. Код, исследующий общую схему, заметил, что некруглая форма будет медленно смещаться по вертикали, что привело к добавлению активной системы обратной связи, чтобы удерживать её в центре. После того, как JET выбрал этот макет, Команда Doublet III General Atomics переработала эту машину в D-IIID с D-образным поперечным сечением, и она также была утверждена для японской конструкции JT-60. С тех пор эта компоновка стала в значительной степени универсальной.
Одна проблема, наблюдаемая во всех термоядерных реакторах, заключается в том, что присутствие более тяжёлых элементов вызывает потерю энергии с повышенной скоростью, охлаждая плазму. На самом раннем этапе развития термоядерной энергии было найдено решение этой проблемы — дивертор, по сути являющийся большим масс-спектрометром, который определял выброс более тяжёлых элементов из реактора. Первоначально это было частью конструкции стелларатора, в который легко интегрировались магнитные обмотки. Однако в дальнейшем создание дивертора для токамака оказалось очень сложной конструкторской проблемой.