Tokamak

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

Pojam tokamak je transliteracija ruske riječi токамак koja je sama po sebi kratica od ruske riječi: "тороидальная камера в магнитных катушках" – toroidalna komora s magnetiziranim zavojnicama (vjerovatno tochamac). Alternativna, vjerovatno starija, skraćenica postoji, značenja toroidalna komora sa aksijalnim magnetskim poljem (toroidal'naya kamera s polem aksial'nym magnitnym).^[1] Izumljen je 1950-ih od strane sovjetskih fizičara Igora Yevgenyevicha Tamma i Andreja Saharova (koji je bio inspiriran originalnom idejom Olega Lavrentyevog^[2]).

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 usporediti s drugim fuzijskim reaktorom, stelaratorom, koji ima diskretnu rotacionu simetriju i u kojoj se magnetska polja proizvode od strane vanjskih navoja u kojima se stvara zanemariva električna struja koja teče kroz plazmu.

Historija

Iako je istraživanje nuklearne fuzije započelo ubrzo nakon Drugog svjetskog rata, programi su prvobitno bili tajna. Tek su na konferenciji Ujedinjenih nacija 1955. (International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy u Ženevi) ti programi bili otkriveni i međunarodna naučna saradnja je mogla započeti.

Eksperimentalna istraživanja tokamaka započela je 1956. grupa sovjetskih naučnika predvođenih Lev Arcimovičem na Kurchatov-om institutu u Moskvi. Grupa tih naučnika je konstruirala prvi tokamak, najuspješnija verzija od njih je bio verzija T-3, a najveća je bila verzija T-4. T-4 je bila testirana u 1968. u Novosibirsku.^[3]

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 preformansi. Oni su ostali sumnjičavi dok tek nekoliko godina kasnije nisu bili provedeni novi testovi, potvrđujući ispravno mjerenje temperature.

Toroidalni dizajn

Tokamak; magnetno polje i struja

Ioni i elektroni u centru fuzijske plazme su na vrlo visokim temperaturama te imaju razmjerno velike brzine. U cilju održavanja procesa fuzije, čestice iz vruće plazme moraju biti zadržane u središnjem dijelu, ili će se plazma brzo ohladiti. Fuzijski reaktori iskorištavaju činjenicu da na nabijene čestice u magnetskom polju djeluje Lorentzova sila.

Rano istraživani fuzijski reaktori bili su na varijanti Z-pinch i koriste električnu struju za generiranje poloidalnog magnetskog polja koje bi plazmu zadržalo uz linearnu os između dvije tačke. Istraživači su otkrili da su plazme zatvorene u toroidalnom obliku (vidi sliku, gornji crtež), u kojima magnetne silnice teku paralelno u odnosu na toroidalnu os, sklone nestabilnosti. Dizajni tokamaka i stelaratora kombiniraju poloidalna polja (vidi sliku; crtež u sredini pokazuje poloidalno polje) s toroidalnim poljima za stabiliziranje plazme, čineći potpomognutu fuziju izvedivom. Paralelni protok čestica (ali ne i okomit) na magnetsko polje, u toroidalno-poloidalnom magnetskom polju, uvija se u spiralni put duž toroidalne osi (vidi sliku; donji crtež).

Zagrijavanje plazme

U operativnom fuzijskom reaktoru, dio energije koji se generira će služiti za održavanje temperature plazme dok se novi deuterij i tricij uvode. Međutim, kod pokretanja reaktora, bilo iz početka ili nakon privremenog isključivanja, plazma će se morati zagrijati na svoju radnu temperaturu veću od 10 keV (preko 100 miliona stepeni Celzijusa). U postojećim tokamacima, eksperimentom magnetske fuzije ne proizvodi se dovoljno energije potrebne za održavanje temperature plazme.

Ohmsko zagrijavanje

Budući da je plazma električni provodnik, moguće je zagrijati plazmu induciranjem struje u njoj, u stvari, inducirana struja koja zagrijava plazmu obično stvara poloidalno polje. Struja se inducira sporim povećanjem jačine struje koja protiče kroz elektromagnetski namot povezan s plazmom: plazma se može promatrati kao sekundarni namot transformatora. To je inerentni ritmični proces, jer postoji ograničenje jačine struje koja može proći kroz primarni namot. Tokamaci stoga moraju raditi u kratkim periodima ili se oslanjati na druge načine grijanja i provođenja struje. Grijanje uzrokovano induciranom strujom zove se ohmsko (ili otporno) grijanje, to je ista vrsta grijanja koja se javlja u električnoj sijalici ili električnom grijaču. Generirane toplote ovise o otporu plazme i struje. Ali, kako i temperatura zagrijane plazme raste, otpor se smanjuje i ohmsko grijanje postaje sve manje efikasno. Čini se da je maksimalna temperatura plazme ostvaruje ohmskim grijanjem u tokamaku oko 20-30 miliona stepeni Celzijusa. Da bi se postigle još više temperature, moraju se koristiti metode dodatnog grijanja.

Injektiranje neutralnog snopa

Injektiranje neutralnog snopa uključuje uvođenje atoma visoke energije (velikom brzinom) na ohmsko grijanu, magnetski zatočenu plazmu. Atomi su ionizirani dok prolaze kroz plazmu te budu zatvoreni od strane magnetnog polja. Visoko energizirani ioni tada prenose dio svoje energije na čestice plazme neprestanim sudarima s njima, povećavajući tako temperaturu plazme.

Magnetska kompresija

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

Radiofrekvencijsko zagrijavanje

Set hiperfrekvencijskih cijevi (84 GHz i 118 GHz) za grijanje plazme električnim ciklotronskim talasima na TVC-u Tokamak à Configuration Variable. Ljubaznošću CRPP-EPFL, Association Suisse-Euratom.

Visokofrekventne elektromagnetske talase generiraju oscilatori izvan torusa. Ako elektromagnetni talasi imaju ispravne frekvencije (ili valnu dužinu) i polarizaciju, njihova energija može biti prenesena na nabijene čestice u plazmi, koje se opet sudaraju s drugim česticama plazme, čime se povećava temperatura plazme.

Hlađenje tokamaka

Tokamak sadrži reaktivnu plazmu koja se spiralno omotava oko reaktora. Budući da je potreban veliki broj reakcija u sekundi da bi se održala reakcija u tokamaku, neutroni visoke energije se oslobađaju brzo u većim količinama. Ti neutroni više nisu toroidalnim 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 rastopiti zid reaktora. Kriogeni sistem se koristi za hlađenje magneta i unutrašnjeg zida reaktora. Uglavnom se za hlađenje koriste tekući helij i tekući azot.^[4]

Keramičke ploče posebno dizajnirane kako bi mogle podnijeti visoke temperature, također su postavljene s unutrašnje strane zida reaktora kako bi zaštitile magnet i reaktor.

Eksperimentalni tokamaci

Trenutno u upotrebi

(u hronološkom redu od početka operacije)

T-10, u Kurchatov Institut, Moskva, Rusija (bivši Sovjetski Savez), 2 MW, u upotrebi od 1975.
TEXTOR, u Jülich, Njemačka, u upotrebi od 1978.
Joint European Torus (JET), u Culhamu, Ujedinjeno Kraljevstvo; 16 MW, u upotrebi od 1983., do kraja 2023.
JT-60, u Naka, Ibaraki prefektura, Japan; u upotrebi od 1985.
Stor-M, Univerzitet u Saskatchewanu, Kanada; u upotrebi od 1987.: prvo predstavljanje izmjenične struje u tokamaku.
Tore Supra, u HUP, Cadarache, Francuska, u upotrebi od 1988.
Aditya, u Institut za istraživanje plazme (Institute for Plasma Research, IPR) u Gujaratu, Indija, u upotrebi od 1989.
DIII-D u San Diego, SAD; General Atomics; u upotrebi od kasnih 1980-ih
COMPASS, u Pragu, Češka Republika, u upotrebi od 2008., prethodno u upotrebi od 1989.-1999. u Culhamu, Velika Britanija
FTU, u Frascati, Italija; u upotrebi od 1990.
Tokamak ISTTOK, na IPFN - Instituto Superior Técnico, Lisabon, Portugal; u upotrebi od 1991.
ASDEX Upgrade, u Garchingu, Njemačka, u upotrebi od 1991.
Alcator C-Mod, MIT, Cambridge, SAD; u upotrebi od 1992.
Tokamak à configuration variable (TCV), na EPFL-u, Švicarska; u upotrebi od 1992.
TCABR, na Sveučilištu u Sao Paulo, Sao Paulo, Brazil; u upotrebi od 1994.
HT-7, u Hefei, Kina, u upotrebi od 1995.
Mast, u Culhamu, Ujedinjeno Kraljevstvo; u upotrebi od 1999.
NSTX u Princetonu, New Jersey, u upotrebi od 1999.
ISTOK (HT-7U), u Hefei, Kina, u upotrebi od 2006.
KSTAR, u Daejon, Južna Koreja, u upotrebi od 2008.
SST-1, u Institutu za istraživanje plazme Gandhinagar, Indija; 1.000 sekundi rada; 2012.

Donedavno u upotrebi

LT-1, grupa fizičara sa Australijskog Nacionalnog univerziteta napravila prvi tokamak izvan Rusije oko 1963.
T-3, u Kurčatovom Institutu, Moskva, Rusija (bivši Sovjetski Savez);
T-4, u Kurčatovom Institutu, Moskva, Rusija (bivši Sovjetski Savez), u upotrebi od 1968.
Teksas Burna Tokamak, Univerzitet u Teksasu, SAD; u upotrebi od 1971.-1980.
Alcator i Alcator C, MIT, SAD; u upotrebi od 1975. do 1982. i od 1982. do 1988.
TFTR, Univerzitet Princeton, SAD; u upotrebi od 1982. do 1997.
CASTOR, u Pragu, Češka Republika, u upotrebi od 1983. do 2006.
T-15, u Kurčatovom Institutu, Moskva, Rusija (bivši Sovjetski Savez), 10 MW, u upotrebi od 1988. do 2005.
UCLA Electric Tokamak, u Los Angelesu, Ujedinjeno Kraljevstvo; u upotrebi od 1999.-2005.
Tokamak de Varennes; Varennes, Kanada, u upotrebi od 1987. do 1999.; upravljao Hydro-Québec i koristili istraživači iz Institut de Recherche électricité en du Québec (IREQ) i Institut National de la Recherche Scientifique (INRS)
START u Culham-u, Ujedinjeno Kraljevstvo; u upotrebi od 1991. do 1998.
COMPASS u Culham-u; u upotrebi sve do 2001.

Planirano

ITER, u Cadarache-u, Francuska; 500 MW, prva plazma očekuje se 2025.
DEMO, 2000 MW, kontinuirano u upotrebi, povezan na naponsku mrežu, nakon ITER-a

Također pogledajte

Reference

^ Merriam-Webster Online
^ 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
^ Great Soviet Encyclopedia, 3rd edition, entry on "Токамак", available online here Arhivirano 3. 6. 2016. na Wayback Machine
^ "Tokamak Cryogenics reference". Arhivirano s originala, 22. 3. 2012. Pristupljeno 1. 5. 2010.

Vanjski linkovi

Commons logo

Commons ima datoteke na temu: Tokamak

CCFE Arhivirano 28. 10. 2020. na Wayback Machine - stranica britanskog fuzionog istraživačkog centra CCFE.
Nauka o plazmi - stranica o tokamacima iz francuskog CEA.
Fusion Programs Arhivirano 4. 10. 2009. na Wayback Machine na General Atomics, uključujući DIII-D, eksperimentalni tokamak u National Fusion Facility.
Seminar fizike fuzije i plazme Arhivirano 15. 12. 2009. na Wayback Machine na MIT OCW
Unofficial ITER fan club, Klub za ljubitelje najvećeg tokamaka planiranog da bude izgrađen u bliskoj budućnosti.
www.tokamak.info Obiman spisak trenutnih i bivših tokamaka, širom svijeta.
SSTC-1 Overview video koncepta tokamaka male razmjere
SSTC-2 Section View Video koncepta tokamaka male razmjere
SSTC-3 Fly Through Video koncepta tokamaka male razmjere
[1] Informacije o uslovima neophodnim za nuklearne reakcije u tokamak reaktoru

[1] Merriam-Webster Online

[2] 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

[3] Great Soviet Encyclopedia, 3rd edition, entry on "Токамак", available online here Arhivirano 3. 6. 2016. na Wayback Machine

[4] "Tokamak Cryogenics reference". Arhivirano s originala, 22. 3. 2012. Pristupljeno 1. 5. 2010.

[1]

[2]

[3]

[4]