Ұлыбританиялық термоядролық реакторы: MAST және жаңартуы
Mega Ampere Spherical Tokamak
Жаңа буын термоядролық реактор: Ұлыбританияның MAST эксперименті, сфералық токамак дизайны, магниттік өрістің тиімділігі. Термоядролық энергия зерттеулері.
Мега Ампер Сфералық Токамагы (MAST) – ядролық термоядролық эксперимент, сфералық токамак ядролық термоядролық реакторын сынап, EURATOM/UKAEA тапсырысымен салынған. Алғашқы MAST эксперименті 1999 жылдың желтоқсанынан 2013 жылдың қыркүйегіне дейін Англияның Оксфордшир округындағы Кулхам Фьюжн Энерджи орталығында өткізілді. MAST Upgrade деп аталған келесі эксперимент 2020 жылы жұмысын бастады.
Mega Ampere Spherical Tokamak (MAST) was a nuclear fusion experiment, testing a spherical tokamak nuclear fusion reactor, and commissioned by EURATOM/UKAEA. The original MAST experiment took place at the Culham Centre for Fusion Energy, Oxfordshire, England from December 1999 to September 2013. A successor experiment called MAST Upgrade began operation in 2020.
Дизайн
Сфералық токамак ITER сияқты эксперименттерде қолданылатын, дәстүрлі донат пішіндес тороидтық конструкциясына қарағанда, тұлғалы алмаға көбірек ұқсайды. Сфералық токамактар магнит өрісін тиімдірек пайдаланады. MAST плазманы қыздыру үшін бейтарап сәуле инжекторларын қамтыды. Ол плазманы жасау үшін дәстүрлі тікелей индукцияның орнына біріктіру компрессиясы техникасын қолданды. Біріктіру компрессиясы орталық соленоид ағынын сақтайды, одан кейін оны плазма тогын арттыру және/немесе қажетті ток деңгейін тұрақтандыру үшін пайдалануға болады. MAST плазмасының көлемі шамамен 8 куб метрді құрады. Ол 1020/м3 шамасындағы тығыздыққа ие плазмаларды ұстады. MAST плазмасының сыртқы пішіні дерлік дөңгелек болды. Жоғарғы және төменгі жақтан созылған бөліктер – плазманың сақина тәрізді диверторларға ағып кетуі, бұл қазіргі заманғы токамак конструкцияларының маңызды ерекшелігі.
A spherical tokamak is shaped more like a cored apple than the conventional, doughnut shaped toroidal design used by experiments such as ITER. Spherical tokamaks are more efficient in their use of the magnetic field. MAST included a neutral beam injector for plasma heating. It used a merging compression technique for plasma formation instead of the conventional direct induction. Merging compression saves central solenoid flux, which can then be used to increase the plasma current and/or maintain the required current flat top. MAST's plasma volume was about 8 cubic meters. It confined plasmas with densities on the order of 1020/m3. MAST's plasma had an almost circular outer profile. The extensions off the top and bottom are plasma flowing to the ring divertors, a key feature of modern tokamak designs.
Тәжірибелер
MAST сфералық токамактардың жұмыс тиімділігінің жоғарылағанын растады, плазма қысымының шектеуші магнит өрісі қысымына қатынасын көрсететін жоғары бета мәнін көрсетті. MAST плазма шетіндегі тұрақсыздықтарды бақылау және жеңілдету бойынша тәжірибелер жүргізді – осылай аталатын шеттік локалданылған режимдер немесе ELM.
MAST confirmed the increased operating efficiency of spherical tokamaks, demonstrating a high beta (ratio of plasma pressure to the pressure from the confining magnetic field). MAST performed experiments on controlling and mitigating instabilities at the edge of the plasma – so called Edge Localised Modes or ELMs.
MAST
MAST бұрынғы Small Tight Aspect Ratio Tokamak (START) экспериментінің (1990–1998) нәтижелерін үлкен, арнайы мақсатта салынған экспериментте растау үшін жобаланды. MAST жобалау кезеңі 1995–1997 жылдары өтті, құрылысы 1997 жылы басталды, ал алғашқы плазма 1999 жылы алынды. MAST-тің алғашқы нәтижелері энергия өндірудің кез келген сценарийі үшін маңызды болып табылатын қамаудың айтарлықтай жақсаруымен күтілгеннен гөрі оңай және аз энергиямен H режиміне қол жеткізілгенін көрсетті. Соңында, орталық соленоидтегі энергия ағынын плазма тогына қатысты азайту үшін әртүрлі сценарийлер сәтті сынақтан өтті, бұл демо сфералық токамакты жобалаудың тағы бір маңызды аспектісін құрайды. Өмірі бойы MAST 30 471 плазма (0,5 секундқа дейінгі импульстарда) өндірді. 2013 жылдың қазан айында реактор MAST Upgrade-ке жаңарту үшін тоқтатылды.
MAST was designed to confirm the results of the earlier Small Tight Aspect Ratio Tokamak (START) experiment (1990 1998) in a larger, more purpose built experiment. The MAST design phase occupied 1995 1997, with construction beginning in 1997, and the first plasma obtained in 1999. The first results of the MAST demonstrate that mode H is reached with more ease and less energy than expected with a considerable improvement in confinement, a fundamental point for any energy production scenario. Finally, different scenarios have been successfully tested to decrease the energy flow in the central solenoid vs plasma current, which represents another fundamental point for designing a demo spherical tokamak. Over its lifetime MAST produced 30,471 plasmas (in pulses up to 0.5 sec). In October 2013 the reactor was shut down for the upgrade to MAST Upgrade.
MAST жаңарту
MAST Upgrade – бұл Culham орталығында орналасқан MAST экспериментінің жаңа деңгейі. 45 миллион фунт стерлингке бағаланған жаңарту 2013 жылы басталды және MAST-тің жылу қуатын, плазма тогын, магниттік өрісін және импульс ұзақтығын едәуір арттыруы күтілді. MAST Upgrade 2020 жылдың 29 қазанында жұмысын бастады. MAST Upgrade-тің ең маңызды ерекшеліктерінің бірі – Super X диверторы. Дивертор плазмадан артық жылуды және қоспаларды шығарып тастайды. Энергия станциясы деңгейіндегі дәстүрлі дивертор конструкциялары жоғары жылу жүктемелеріне ұшырайды және оларды үнемі алмастыру қажет. Super X диверторының жылу жүктемесін шамамен он есеге төмендетуі күтілді және алғашқы нәтижелері сәтті деп бағаланды.
MAST Upgrade is the successor experiment to MAST, also at Culham Centre. The upgrade, which cost £45M, started in 2013 and was expected to significantly exceed MAST’s heating power, plasma current, magnetic field and pulse length. MAST Upgrade began operation on 29 October 2020. One of MAST Upgrade's most notable features is the Super X divertor. The divertor removes excess heat and impurities from the plasma. Conventional divertor designs, at powerplant scale, will experience high heat loads and will need to be regularly replaced. The Super X divertor was expected to produce heat loads that are lower by around a factor of ten and has been seen as initially successful.
Энергия өндіру үшін шар тәрізді токамақ
Энергия өндіруге арналған келесі буын сфералық токамагы (STEP) жобалау жұмыстары 2019 жылы 220 миллион фунт стерлингтік мемлекеттік қаржыландырумен басталды. Жоспар бойынша, ол 2040 жылдары жұмыс істеуі тиіс. Ағымдағы жоспарға тритий өндіруге арналған құрылғы кірмейді.
The design of the next generation Spherical Tokamak for Energy Production (STEP) began in 2019 with £220 million in government funding. The plan is to begin operations in the 2040s. The current plan does not include a tritium generation facility.