tokamak

TOKAMAK (сокр. от "тороидальная камера с магн. катушками")- устройство для удержания высокотемпературной плазмы 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 плотности 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 трансформатора; 2-катушки тороидального магнитного поля; 3 - лайнер, тонкостенная внутренняя камера для выравнивания тороидального электрического поля; 4 - катушки полоидального магнитного поля; 5 - вакуумная камера; 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 м³. 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_ja²/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 10²⁰ частиц/м³). 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 колебания, 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 распределения Максвелла, 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 >10⁸К, поэтому все крупные T. дополняются мощными системами нагрева плазмы. Для этого используются либо эл--магн. волны разл. диапазонов, либо прямая инжекция 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 >3·10⁸ 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 сепаратрисы, 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. термоядерного реактора.

Лит.: Арцимович Л. А., Управляемые термоядерные реакции, 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.

   <<      Предметный указатель      >>