Принстон плазмалық физикалық зертханасының TFTR токамагы
Tokamak Fusion Test Reactor
Princeton Plasma Physics Laboratory-ның TFTR токамигі: ядролық синтездік реактор, ғылыми тепе-теңдікке қол жеткізу мақсатында салынған. Магниттік және инерциялық синтез.
Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Мазмұны
Кіріспе
Принстон плазма физикасы зертханасының бұрынғы эксперименталды токамағы
Former experimental tokamak at Princeton Plasma Physics Laboratory
Токамак синтездік сынақ реакторы (TFTR) – 1980 жылдар шамасында Принстон плазма физикасы зертханасында (PPPL) салынған және 1982 жылы қолданысқа енгізілген эксперименталды токамак. TFTR нақты мақсатпен жобаланды: ғылыми тепе-теңдікке жету, яғни плазмадағы термоядролық реакциялардан бөлінетін жылу мөлшері, плазманы қыздыру үшін сыртқы құрылғылармен берілетін жылу мөлшеріне тең немесе одан көп болуы керек.
The Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) was an experimental tokamak built at Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) circa 1980 and entering service in 1982. TFTR was designed with the explicit goal of reaching scientific breakeven, the point where the heat being released from the fusion reactions in the plasma is equal or greater than the heating being supplied to the plasma by external devices to warm it up. during his time at PPPL in the 1970s.
Жалпы
Ядролық синтезде синтезді жүргізуге жеткілікті тұрақты екі типті реактор бар: магниттік қамау реакторлары және инерциялық қамау реакторлары. Алғашқы әдіс иондардың бірігу үшін бір-біріне жақын уақытын ұзартуға бағытталған, ал екіншісі иондарды олар алыстауға үлкермейтіндей жылдамдықпен біріктіруді мақсат етеді. Инерциялық қамау реакторлары, магниттік қамау реакторларынан өзгеше, синтезді жүзеге асыру үшін лазерлік синтез және иондық сәулелік синтезді пайдаланады. Дегенмен, магниттік қамау реакторларын қолданғанда ядролық синтез реакцияларының жоғары температурасына төтеп бере алатын материалды табу қажеттілігінен құтылуға болады. Жылыту тогы орталық индукциялық орамдардағы өзгермелі магниттік өрістер арқылы туындайды және миллион амперден асып түседі. Магниттік синтез құрылғылары, зарядталған бөлшектерге магниттік күш пен қозғалмалы бөлшектерге центропетальді күш әсер ететін циркулярлық немесе спиральді траекторияда қозғалыс арқылы ыстық плазманы ыдыс қабырғаларымен жанасудан сақтайды.
In nuclear fusion, there are two types of reactors stable enough to conduct fusion: magnetic confinement reactors and inertial confinement reactors. The former method of fusion seeks to lengthen the time that ions spend close together in order to fuse them together, while the latter aims to fuse the ions so fast that they do not have time to move apart. Inertial confinement reactors, unlike magnetic confinement reactors, use laser fusion and ion beam fusion in order to conduct fusion. However, with magnetic confinement reactors you avoid the problem of having to find a material that can withstand the high temperatures of nuclear fusion reactions. The heating current is induced by the changing magnetic fields in central induction coils and exceeds a million amperes. Magnetic fusion devices keep the hot plasma out of contact with the walls of its container by keeping it moving in circular or helical paths by means of the magnetic force on charged particles and by a centripetal force acting on the moving particles.
Тоқамақ
1960 жылдардың басында термоядролық энергия саласы жеткілікті деңгейге жетіп, зерттеушілер әртүрлі зерттеу орталықтарында кезекпен жарты жылдық жиналыстар ұйымдастыра бастады. 1968 жылы Новосибирск қаласында өткен жылдық жиналыста советтік делегация өз токамактарының басқа құрылғыларға қарағанда кем дегенде бір рет үлкен артықшылыққа ие екенін мәлімдеп, баршаны таң қалдырды. Бұл мәлімдемелер бастапқыда күдікпен қабылданды, бірақ келесі жылы Ұлыбританиялық команда нәтижелерді растағаннан кейін, бұл үлкен қадам токамактарды кеңінен құруға алып келді. АҚШ-та осы уақытқа дейін зерттелген басты бағыттардың бірі – PPPL-ға толыққанды тәуелді болған стелларатор еді. Олардың соңғы нұсқасы, C моделі, жақында іске қосылып, теориялық есептеулерден әлдеқайда төмен нәтижелер көрсетті, тіпті пайдалы мәндерге де жетпеді. Новосибирсктегі нәтижелер расталғаннан кейін, олар дереу C моделін симметриялық токамакқа (СТ) түрлендіруге кірісті. Бұл жұмыс сегіз айдың ішінде аяқталып, 1970 жылдың мамыр айында пайдалануға берілді. СТ-ның компьютерлік диагностикасы кеңестік нәтижелерге жылдам бейімделуге мүмкіндік берді, содан бері термоядролық әлемінің бар назары басқа жобалардан гөрі осы үлгіге шоғырланды.
By the early 1960s, the fusion power field had grown large enough that the researchers began organizing semi annual meetings that rotated around the various research establishments. In 1968, the now annual meeting was held in Novosibirsk, where the Soviet delegation surprised everyone by claiming their tokamak designs had reached performance levels at least an order of magnitude better than any other device. The claims were initially met with skepticism, but when the results were confirmed by a UK team the next year, this huge advance led to a "virtual stampede" of tokamak construction. In the US, one of the major approaches being studied up to this point was the stellarator, whose development was limited almost entirely to the PPPL. Their latest design, the Model C, had recently gone into operation and demonstrated performance well below theoretical calculations, far from useful figures. With the confirmation of the Novosibirsk results, they immediately began converting the Model C to a tokamak layout, known as the Symmetrical Tokamak (ST). This was completed in the short time of only eight months, entering service in May 1970. ST's computerized diagnostics allowed it to quickly match the Soviet results, and from that point, the entire fusion world was increasingly focused on this design over any other.
Принстон үлкен торсы
1970 жылдардың басында Шоичи Йошикава токамак концепциясын зерттеді. Ол реактордың кіші осінің (түтіктің диаметрі) үлкен осімен (жүйенің жалпы диаметрі) салыстырғанда ұлғаюымен жүйенің тиімділігі артатынын байқады. Қосымша пайдасы – кіші ось ұлғайған сайын, отын иондарының реактордың сыртына жетуіне көбірек уақыт кеткендіктен, ұстау уақыты жақсарды. Бұл төменгі қатынастағы конструкциялардың бұрынғы үлгілерге қарағанда маңызды жетістік екеніне кеңінен мойын бұрды. Бұрынғы машиналар тек деутериймен жұмыс істегенімен салыстырғанда, деутерий мен тритий қоспасымен жұмыс істейтін реактор жасау – бұрынғыдан асып түсуге жасалған соңғы қадам болды. Бұл тритийдің радиоактивті және денеде оңай сіңірілетін қасиеттеріне байланысты, қауіпсіздік мәселелерін тудырып, оны қолдануды қымбатқа бақтырды. Деутериймен жұмыс істейтін машинаның көрсеткіштері ДТ машинасынан негізінен ерекшеленбейді деп жиі айтылды, бірақ бұл болжамды тексеру қажет еді. Конференцияда ұсынылған жобаларды қарастырған DOE тобы Принстондық жобаны таңдады. Бұл оны сол дәуірдегі басқа ірі машиналардан шамамен екі есе үлкен етті; 1978 жылғы Joint European Torus және сол кездегі JT 60 машинасының диаметрі шамамен жартысына тең болды. PLT үздіксіз жақсы нәтижелер көрсеткендіктен, 1978 және 1979 жылдары қосымша қаржыландыру бөлінді және плазмадағы термоядролық реакциялардың нәтижесінде өндірілген қуат мөлшері, оны жұмыс температурасына дейін қыздыру үшін жұмсалған қуатқа тең болғандағы «ғылыми тепе-теңдікке» (Q = 1) жету үшін конструкцияға өзгерістер енгізілді. Бұл пайдалы қуат өндіретін конструкцияларға қадам сапардың маңызды кезеңі. Осы талапты орындау үшін жылу жүйесі 50 МВт-қа, содан кейін 80 МВт-қа дейін жаңартылды.
During the early 1970s, Shoichi Yoshikawa was looking over the tokamak concept. He noted that as the size of the reactor's minor axis (the diameter of the tube) increased compared to its major axis (the diameter of the entire system) the system became more efficient. An added benefit was that as the minor axis increased, confinement time improved for the simple reason that it took longer for the fuel ions to reach the outside of the reactor. This led to widespread acceptance that designs with lower aspect ratios were a key advance over earlier models. The last step before the attack on break even would be to make a reactor that ran on a mixture of deuterium and tritium, as opposed to earlier machines which ran on deuterium alone. This was because tritium was both radioactive and easily absorbed in the body, presenting safety issues that made it expensive to use. It was widely believed that the performance of a machine running on deuterium alone would be basically identical to one running on D T, but this assumption needed to be tested. Looking over the designs presented at the meeting, the DOE team chose the Princeton design. This made it roughly double the size of other large scale machines of the era; the 1978 Joint European Torus and roughly concurrent JT 60 were both about half the diameter. As PLT continued to generate better and better results, in 1978 and 79, additional funding was added and the design amended to reach the long sought goal of "scientific breakeven" when the amount of power produced by the fusion reactions in the plasma was equal to the amount of power being fed into it to heat it to operating temperatures. Also known as Q = 1, this is an important step on the road to useful power producing designs. To meet this requirement, the heating system was upgraded to 50 MW, and finally to 80 MW.
Операциялар
Құрылыс 1980 жылы басталды, ал TFTR 1982 жылы алғашқы жұмыстарын бастады. Ұзаққа созылған іске қосылып, сынақтар жүргізілді. 1980 жылдардың ортасында дейтерийдің қасиеттерін түсіну үшін оны сынау жұмыстары күшті қарқынмен жүргізілді. 1986 жылы көптеген синтез нейтрондарын тудырған алғашқы «супершоттар» жасалды. Бұл жүйе 1976 жылғы бастапқы жобаның мақсаттарына жете алатынын көрсетті; дейтериймен жұмыс істегенде, тритий қосылса, шамамен 3,5 МВт синтез қуатын өндіруге болады деп күтілді. Жылыту жүйелеріндегі энергияны ескере отырып, бұл Q шамамен 0,2-ге тең, яғни теңдікке жету үшін қажеттінің 20% ғана болды. Бірақ, қосымша сынақтар маңызды мәселелерді көрсетті. Теңдікке жету үшін жүйе бір уақытта бірнеше талаптарды орындауы керек еді: температура, тығыздық және отынның ұсталу уақытының үйлесімі. 1986 жылдың сәуірінде TFTR эксперименттері осы талаптардың соңғы екеуін көрсетті, 1,5 x e=14 Кельвин секунд/куб сантиметрге тең үштік синтез өнімін өндірді, бұл нақты реактор үшін қойылған мақсатқа жақын және теңдікке жету үшін қажеттінің 5-7 есеге дейін жетеді. Дегенмен, бұл температура қажетті деңгейден әлдеқайда төмен болды. 1986 жылдың шілдесінде TFTR 200 миллион Кельвинге (200 МК) плазма температурасына жетті, ол сол кезде зертханадағы ең жоғары көрсеткіш болатын. Бұл температура Күннің ортасынан 10 есе жоғары және теңдікке жету үшін жеткілікті. Алайда, осы температураға жету үшін үштік өнім е=13-ке дейін күрт төмендетілді, бұл теңдікке жету үшін екі-үш есе аз. Осы шарттарға бір уақытта қол жеткізу үшін үлкен күш-жігер жұмсалды. TFTR жобасын басқарушы Дональд Гроув 1987 жылы осы мақсатқа жететінін күтіп отырғанын айтты. Содан кейін 1989 жылдан бастап нақты теңдікке қол жеткізуге мүмкіндік беретін DT сынақтары жүргізілетін болады. Өкінішке орай, жүйе осы мақсаттардың ешқайсысына жете алмады. Бұл мәселелердің себептері келесі жылдары жан-жақты зерттелді, нәтижесінде кіші машиналарда байқалмаған жоғары өнімді плазмалардың тұрақсыздығы жаңа түсінікпен қабылданатын болды. TFTR-дің қиындықтарының маңызды нәтижесі плазманың өте біркелкі емес қимасының дамуы болды, әсіресе қазіргі таңда бұл салаға үстемдік ететін D пішіндес плазмалар.
Construction began in 1980 and TFTR began initial operations in 1982. A lengthy period of break in and testing followed. By the mid 1980s, tests with deuterium began in earnest in order to understand its performance. In 1986 it produced the first 'supershots' which produced many fusion neutrons. These demonstrated that the system could reach the goals of the initial 1976 design; the performance when running on deuterium was such that if tritium was introduced it was expected to produce about 3.5 MW of fusion power. Given the energy in the heating systems, this represented a Q of about 0.2, or about only 20% of the requirement for break even. Further testing revealed significant problems, however. To reach break even, the system would have to meet several goals at the same time, a combination of temperature, density and the length of time the fuel is confined. In April 1986, TFTR experiments demonstrated the last two of these requirements when it produced a fusion triple product of 1.5 x e=14 Kelvin seconds per cubic centimeter, which is close to the goal for a practical reactor and five to seven times what is needed for breakeven. However, this occurred at a temperature that was far below what would be required. In July 1986, TFTR achieved a plasma temperature of 200 million kelvin (200 MK), at that time the highest ever reached in a laboratory. The temperature is 10 times greater than the center of the Sun, and more than enough for breakeven. Unfortunately, to reach these temperatures the triple product had been greatly reduced to e=13, two or three times too small for break even. Major efforts to reach these conditions simultaneously continued. Donald Grove, TFTR project manager, said they expected to achieve that goal in 1987. This would be followed with D T tests that would actually produce breakeven, beginning in 1989. Unfortunately, the system was unable to meet any of these goals. The reasons for these problems were intensively studied over the following years, leading to a new understanding of the instabilities of high performance plasmas that had not been seen in smaller machines. A major outcome of TFTR's troubles was the development of highly non uniform plasma cross sections, notably the D shaped plasmas that now dominate the field.
Кейінгі тәжірибелер
ТТР-ның шығынды жоюға мүмкіндік бермейтіні анық болғанымен, тритийді пайдалану эксперименттері 1993 жылдың желтоқсанында күшпен басталды, бұл отынға негізделген алғашқы құрылғы болды. 1994 жылы ол 50/50 D-T плазмасынан 10,7 мегаватт синтез қуатын өндіріп, сол кездегі әлемдік рекордты жасады (Ұлыбританиядағы JET құрылғысы бұл көрсеткішті басып өтті, ол 1997 жылы 24 МВт инъекцияланған жылу қуатынан 16 МВт қуат өндірді). Екі эксперимент те дейтерий-тритий реакцияларында пайда болатын альфа бөлшектеріне баса назар аударды, олар плазманың өзін-өзі қыздыру үшін маңызды және кез келген операциялық жобаның маңызды бөлігі болып табылады. 1995 жылы TFTR 510 миллион °C рекордтық температураға қол жеткізді, бұл Күннің орталық температурасынан 25 есе жоғары. Бірақ келесі жылы JT-60 токамагы 522 миллион °C (45 кэВ) иондық температураға қол жеткізіп, бұл көрсеткішті жаңартты. Сондай-ақ 1995 жылы TFTR ғалымдары плазма турбуленттілігін азайту мақсатында плазманы тұтқындаудың жаңа, негізгі режимін – күшейтілген кері қиылысты зерттеді. TFTR 1997 жылға дейін пайдаланылды. Ол 15 жылдық жұмыс істегеннен кейін 2002 жылдың қыркүйегінде демонтаждалды. Одан кейін NSTX сфералық токамагы іске қосылды.
Although it became clear that TFTR would not reach break even, experiments using tritium began in earnest in December 1993, the first such device to move primarily to this fuel. In 1994 it produced a then world record of 10.7 megawatts of fusion power from a 50 50 D T plasma (exceeded at JET in the UK, which generated 16MW from 24MW of injected thermal power input in 1997). The two experiments had emphasized the alpha particles produced in the deuterium tritium reactions, which are important for self heating of the plasma and an important part of any operational design. In 1995, TFTR attained a world record temperature of 510 million °C more than 25 times that at the center of the sun. This later was beaten the following year by the JT 60 Tokamak which achieved an ion temperature of 522 million °C (45 keV). Also In 1995, TFTR scientists explored a new fundamental mode of plasma confinement enhanced reversed shear, to reduce plasma turbulence. TFTR remained in use until 1997. It was dismantled in September 2002, after 15 years of operation. It was followed by the NSTX spherical tokamak.