Tokamak

Из Википедије, слободне енциклопедије
Иди на навигацију Иди на претрагу
Magnetna polja u tokamaku.
SSSR marka iz 1987, obeležava istraživanje termonuklearne fuzije na tokamaku

Tokamak je mašina za proizvodnju toroidalnog magnetskog polja za razgraničenje plazme. To je jedan od najviše istraživanih kandidata za proizvodnju kontrolisane termonuklearne fuzijske energije. U novije se vreme uređaji ovakvog tipa nazivaju zajedničkim imenom fuzijski reaktori.[1]

Pojam tokamak je transliteracija ruske reči токамак koja je sama po sebi skraćenica od ruskih reči: „тороидальная камера с магнитными катушками” – toroidalna komora s magnetizovanim zavojnicama (verofatno tochamac). Alternativna, verovatno starija, skraćenica postoji, značenja toroidalna komora sa aksijalnim magnetskim poljem (toroidal'naya kamera s polem aksial'nym magnitnym).[2] Izumljen je 1950-ih od strane sovjetskih fizičara Igora Jevgenjeviča Tama i Andreja Saharova (koji je bio inspiriran originalnom idejom Olega Lavrentevog[3]).

Tokamak se odlikuje azimutnom (rotacijskom) simetrijom i upotrebom plazme koja prenosi električnu struju za generiranje spiralne komponente magnetskog polja potrebne za stabilnu ravnotežu. To se može uporediti s drugim fuzionim reaktorom, stelaratorom, koji ima diskretnu rotacionu simetriju i u kojoj se magnetska polja proizvode pomoću spoljašnjih navoja u kojima se stvara zanemariva električna struja koja teče kroz plazmu.

Istorija[уреди]

Iako je istraživanje nuklearne fuzije započelo ubrzo nakon Drugog svetskog rata, programi su prvobitno bili klasifikovani. Tek su na konferenciji Ujedinjenih naroda 1955. (Međunarodnoj konferenciji o mirnodobskim upotrebama atomske energije u Ženevi) ti programi bili otkriveni i međunarodna naučna saradnja je mogla da započne.

Eksperimentalna istraživanja tokamaka započela je 1956. grupa sovetskih naučnika na čelu sa Levom Arcimovičom na Kurčatovskom institutu u Moskvi. Ta grupa naučnika je konstruirala prve tokamake, najuspešnija verzija od kojih je bio verzija T-3, a najveća je bila verzija T-4. T-4 je bila testirana u 1968. u Novosibirsku.[4]

Godine 1968, na trećem IAEA u Novosibirsku, ruski naučnici su objavili da su postigli temperature elektrona od preko 1000 eV u tokamaku. To je iznenadilo britanske i američke naučnike koji su bili daleko od postizanja takvih performansi. Oni su ostali sumnjičavi dok nekoliko godina kasnije nisu bili sprovedeni novi testovi, potvrđujući ispravnost merenja temperature.

Toridalni dizajn[уреди]

Tokamak; magnetsko polje i struja

Joni i elektroni u centru fuzijske plazme su na vrlo visokim temperaturama te imaju srazmerno velike brzine. U cilju održavanja procesa fuzije, čestice iz vruće plazme moraju biti zadržane u središnjem delu, ili se plazma brzo ohladi. Fuzijski reaktori iskorištavaju činjenicu da na naelektrisane čestice u magnetnom polju deluje Lorencova sila.

Rano istraživani fuzijski reaktori bili su bazirani na varijanti Z-pinča, i koristili su električnu struju za generiranje poloidalnog magnetskog polja koje bi plazmu zadržalo uz linearnoj osu između dve tačke. Istraživači su otkrili da su plazme zatvorene u toroidalnom obliku (vidi sliku, gornji crtež), u kojima magnetne linije sila teku paralelno u odnosu na toroidalnu osa, sklone nestabilnosti. Dizajni tokamaka i stelaratora kombinuju poloidalna polja (crtež u sredini pokazuje poloidalno polje) s toroidalnim poljima za stabilisanje plazme, čineći potpomognutu fuziju izvodivom. Paralelni protok čestica (ali ne i okomit) na magnetsko polje, u toroidalno-poloidalnom magnetskom polju, uvija se u spiralni put duž toroidalne ose (vidi sliku; donji crtež).

Zagrevanje plazme[уреди]

U operativnom fuzijskom reaktoru, deo energije koji se generiše će služiti za održavanje temperature plazme dok se novi deuterijum i tricijum uvode. Međutim, kod pokretanja reaktora, bilo iz početka ili nakon privremenog isključivanja, plazma se mora zagrijati na svoju radnu temperaturu veću od 10 keV (preko 100 miliona stupnjeva Celzijusa). U postojećim tokamacima, magnetska fuzija ne proizvodi dovoljno energije za održavanje temperature plazme.

Omsko zagrevanje[уреди]

Budući da je plazma električni provodnik, moguće je zagrejati plazmu indukovanjem struje u njoj. Indukovana struja koja zagreva plazmu obično stvara poloidalno polje. Struja se indukuje sporim povećanjem jačine struje koja protiče kroz elektromagnetski namotaj povezan s plazmom: plazma se može posmatrati kao sekundarni namotaj transformatora. To je inherentni ritmični proces, jer postoji ograničenje jačine struje koja može proći kroz primarni namotaj. Tokamaci stoga moraju raditi u kratkim periodima ili se oslanjaju na druge načine grejanja i provođenja struje. Grejanje uzrokovano indukovanom strujom zove se omsko (ili otporno) grevanje, to je ista vrsta grejanja koja se javlja u električnoj sijalici ili električnom grejaču. Generisane toplote zavise oa otpora plazme i struje. Kako temperatura zagrejane plazme raste, otpor se smanjuje i omsko grejanje postaje sve manje delotvorno. Smatra se da je maksimalna temperatura plazme ostvariva omskim grejanjem u tokamaku oko 20-30 miliona stupnjeva Celzijusa. Da bi se postigle još više temperature, moraju se koristiti metode dodatnog grejanja.

Injektiranje neutralnog snopa[уреди]

Injektiranje neutralnog snopa uključuje uvođenje atoma visoke energije (velikom brzinom) na omsko grejanu, magnetski zatvorenu plazmu. Atomi su jonizovani dok prolaze kroz plazme te bivaju zarobljeni od strane magnetskog polja. Visoko energetski joni tada prenose deo svoje energije na čestice plazme neprestanim sudarima s njima, povećavajući tako temperaturu plazme.

Magnetska kompresija[уреди]

Gas može biti zagrejan kompresijom. Na isti način, temperatura plazme se povećava ako je brzo komprimovana pojačanjem magnetnog polja. U ovom sistemu tokamaka kompresija se postiže jednostavnim pomicanjem plazme u područje jakog magnetskog polja (tj., radijalno prema unutra). Budući da kompresija plazme zbližava jone, proces ima dodatnu korist od olakšanog postizanja potrebne gustine za fuzijske reaktore.

Radiofrekvencijsko zagrevanje[уреди]

Set hiperfrekvencijskih cevi (84 GHz i 118 GHz) za grejanje plazme električnim ciklotronskim talasima na TVC-u (Tokamak à configuration variable)

Visokofrekventni elektromagnetski talasi se generišu pomoću oscilatora izvan torusa. Ako elektromagnetski talasi imaju ispravne frekvencije (ili talasnu dužinu) i polarizaciju, njihova energija može biti prenesena na naelektrisane čestice u plazmi, koje se opet sudaraju s drugim česticama plazme, čime se povećava temperatura plazme.

Hlađenje tokamaka[уреди]

Tokamak sadrži reaktivnu plazmu koja se spiralno omotava oko reaktora. Budući da je potreban veliki broj reakcija u sekundi da bi bila održana reakcija u tokamaku, neutroni visoke energije se oslobađaju brzo u većim količinama. Ti neutroni više nisu toridalnim magnetima zadržani u toku plazme te mogu nastaviti sve dok se ne zaustave na zidu tokamaka. To je velika prednost tokamak reaktora, jer su to neutroni vrlo visoke energije; oslobođeni neutroni pružaju jednostavan način odvođenja toplote iz protoka plazme. Unutrašnji zid tokamaka se mora hladiti, jer su ti neutroni na vrlo visokim temperaturama te bi mogli da rastope zid reaktora. Kriogeni sistem se koristi za hlađenje magneta i unutranjeg zida reaktora. Uglavnom se za hlađenje koriste tečni helijum i tečni azot.[5] Keramičke ploče posebno dizajnirane kako bi mogle da podnesu visoke temperature, takođe su postavljene s unutranje strane zida reaktora kako bi zaštitile magnet i reaktor.

Eksperimentalni tokamaci[уреди]

Pogled spolja na NSTX reaktor

Trenutno u upotrebi[уреди]

(u hronološkom redu od početka operacije)

Planirano[уреди]

  • ITER, u Kadaraš, Francuska; 500 MW, prva plazma očekuje se 2020.[16]
  • DEMO, 2000 MW, kontinuirana operacija, povezan na naponsku mrežu. Planirani naslednik ITER-a; konstrukcija će početi 2024 prema preliminarnom rasporedu.
  • |CFETR, takođe poznat kao Kineski test reaktor fuzionog inženjerstva; 200 MW; Sledeća generacija kineskg fuzionog reaktora je novi tokamak uređaj.[17][18][19][20]
  • K-DEMO u Južnoj Koreji; 2200-3000 MW sa nete električnom produkcijom reda veličine 500 MW je planiran; konstrukcija se planira do 2037.[21]

Vidi još[уреди]

Reference[уреди]

  1. ^ Greenwald, John (24. 8. 2016). „Major next steps for fusion energy based on the spherical tokamak design”. Princeton Plasma Physics Laboratory. United States Department of Energy. Приступљено 16. 5. 2018. 
  2. ^ Merriam-Webster Online
  3. ^ Bondarenko B D "Role played by O A Lavrent'ev in the formulation of the problem and the initiation of research into controlled nuclear fusion in the USSR" Phys. Usp. 44 844 (2001) available online
  4. ^ Great Soviet Encyclopedia, 3rd edition, entry on "Токамак", available online here[мртва веза]
  5. ^ „Tokamak Cryogenics reference”. Архивирано из оригинала на датум 22. 03. 2012. Приступљено 04. 01. 2019. 
  6. ^ Kusý, Vojtěch. „GOLEM @ FJFI.CVUT”. cvut.cz. 
  7. 7,0 7,1 „Tokamak Department, Institute of Plasma Physics”. cas.cz. Архивирано из оригинала на датум 1. 9. 2015. 
  8. ^ History of Golem
  9. ^ DIII-D (video)
  10. ^ Tore Supra Archived 2012-11-15 at the Wayback Machine
  11. ^ EMazzitelli, Giuseppe. „ENEA-Fusion: FTU”. www.fusione.enea.it. 
  12. ^ „Centro de Fusão Nuclear”. utl.pt. 
  13. ^ Fusion Research: Australian Connections, Past and Future[мртва веза] B. D. Blackwell, (1) M.J. Hole, J. Howard and J. O'Connor
  14. ^ „Pegasus Toroidal Experiment”. wisc.edu. 
  15. ^ „Tokamak”. Pprc.srbiau.ac.ir. Архивирано из оригинала на датум 12. 05. 2012. Приступљено 28. 6. 2012. 
  16. ^ „ITER & Beyond. The Phases of ITER”. Архивирано из оригинала на датум 22. 9. 2012. Приступљено 12. 9. 2012. 
  17. ^ Update on CFETR Concept Design, X. Gao for CFETR team, Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences
  18. ^ Zheng, Jinxing; Liu, Xufeng; Song, Yuntao; Wan, Yuanxi; Li, Jiangang; Wu, Sontao; Wan, Baonian; Ye, Minyou; Wei, Jianghua; Xu, Weiwei; Liu, Sumei; Weng, Peide; Lu, Kun; Luo, Zhengping (2013). „Concept design of CFETR superconducting magnet system based on different maintenance ports”. Fusion Engineering and Design. 88 (11): 2960—2966. doi:10.1016/j.fusengdes.2013.06.008. 
  19. ^ Song, Yun Tao; et al. (2014). „Concept Design of CFETR Tokamak Machine”. IEEE Transactions on Plasma Science. 42 (3): 503—509. Bibcode:2014ITPS...42..503S. doi:10.1109/TPS.2014.2299277. 
  20. ^ Ye, Minyou (26. 3. 2013). „Status of design and strategy for CFETR” (PDF). 
  21. ^ Kim, K.; Im, K.; Kim, H.C.; Oh, S.; Park, J.S.; Kwon, S.; Lee, Y.S.; Yeom, J.H.; Lee, C.; Lee, G-S.; Neilson, G.; Kessel, C.; Brown, T.; Titus, P.; Mikkelsen, D.; Zhai, Y. (2015). „Design concept of K-DEMO for near-term implementation”. Nuclear Fusion. 55 (5): 053027. ISSN 0029-5515. doi:10.1088/0029-5515/55/5/053027. 

Literatura[уреди]

Spoljašnje veze[уреди]