Tokamak, tartalom platform
-
1 Történelem
-
1.1 Előtörténet 1.2 A kifejezés eredete 1.3 Első fejlesztések 1.4 Tokamák második generációja. A világ gyakorlat 1.5 A tokamák 1.6 generációja 1.6 Tokamaks ma 1.7
-
2.1 Folyamatos üzemmód
-
3.1 Aktuális tokamák a világban 3.2 Tokamaks, amelyek abbahagyták a munkát 3.3 Futó tokamak projektek
A Tokamak egy toroidális berendezés a plazma mágneses záródásához. Az eszközt úgy tervezték elvégzésére a fúziós reakciót a magas hőmérsékletű plazma a kvázi-stacionárius üzemmódban, ahol a plazma van kialakítva toroid kamrában, és stabilizálja a mágneses mező. A reakció során felszabaduló energiának meg kell haladnia a felhasznált energiát, amely a plazmát képezi és kiváltja a reakciót.
1. Történelem
1.1. őstörténet
Termonukleáris reakciókat, vagy termonukleáris fúzió (nukleáris fúzió) reakcióit az 1930-as években fedezték fel. Az ilyen reakciók exometrikusak, vagyis hatalmas energiamennyiséggel jönnek létre. A termonukleáris fúzió területén végzett kutatások röviddel a második világháború befejezése után kezdődtek, bár a legtöbb országban ezek a programok titkosnak minősültek. Csak 1955-ben, a Nemzetközi Konferencia a békés célú felhasználása Atomenergia Genfben az ilyen programok minősítését, és hagyjuk, hogy indítsa el a nemzetközi tudományos együttműködést ezen a területen.
1.2. A kifejezés eredete
1.3. Első fejlesztések
Termonukleáris rendszer Tokamak, a Szovjetunió postabélyege 1987-ben.
A legtöbb fejlesztés, amely lendületet adott a "tokamak" -ok létrehozásához, a Szovjetunióban tartották. Még 1950-ben, a szovjet fizika Oleg Lavrentiev munkájában javasolt ötlet nem csak használni szabályozott fúzió ipari méretekben, mint egy új, megbízható és ígéretes forrása energiatermelésre, hanem kifejlesztett egy speciális áramkör segítségével a szigetelés magas hőmérsékletű plazma elektromos mező által. Ez a munka szovjet kutatásokat eredményezett a szabályozott termonukleáris fúzió területén.
Rendszer jövőbeli telepítés „tokamakká” lett frissítve 50-es években a szovjet fizikus Tamm és Andrej Szaharov, aki kifejlesztett egy elméleti alapot fúziós reaktor, amelyben a plazma szerez toroid alakú, és megtartja a mágneses mezőt.
Tíz év folyamatos, intenzív kutatás és fejlesztés a készülékben, jelentős előrehaladás történt a tokamak plazma paramétereiben. Valódi áttörést jelentett a szovjet tudósok a harmadik nemzetközi IAEA Plasma Fizika Konferencián és egy szabályozott termonukleáris fúzió vizsgálata Novoszibirszkben 1968-ban. Bejelentették, hogy a Kurchatov Intézetben épített tokamak T-3 plazmakoncentrációja elérte a 0,5 K eV plazmakoncentrációt és a plazmakoncentrációt
5x10 19 m -3. A mért energiavisszatartási idő kb. 20 milliszekundum volt, ami több mint egy nagyságrenddel magasabb, mint az akkori általánosan elfogadott előrejelzések. Egy ilyen nyilatkozat bizalmatlanságot okozott a brit és amerikai tudósok részéről, akiknek fejlesztése messze nem hasonlított hasonló eredményekhez. A kétségeket csak azután sikerült eloszlatni, hogy az eredményeket több évvel később végzett lézeres szórással végzett vizsgálatok segítségével megerősítették.
1.4. A tokamák második generációja. A világ gyakorlata
Tokamak kifejlesztett módszereket ez a generáció a további vérplazma fűtési, injekció semleges atomok, elektron és ion ciklotron fűtés, különböző plazma-diagnosztikai és ellenőrző rendszer által kifejlesztett plazma. Következésképpen, a második generációs tokamakon szignifikáns plazma paraméterek kaptuk: Hőmérséklet több keV, plazma sűrűsége, prevyshayuschihm -3 [1]. Ezenkívül a tokamak további, alapvetően fontos szerepet kapott a reaktorelemnek - a divertornak.
A tokamak technológia kifejlesztésében az 1960-as években bizonyították, hogy a folyadékáramlás (ohmos fűtés) miatt nem lehet a plazmát a termonukleáris hőmérsékletekkel bizonyítani fűtéssel. A leginkább az energiafogyasztás növelésével plazma megjelent külső injekciós módszer gyors semleges részecskék (atomok), de csak az 1970-es sikerült elérni a szükséges technikai szint és szállított a tényleges kísérleteket a használata a injektorok.
A közepén 70-es évek tokamak PLT Princeton plazma Fizikai Laboratórium (USA) alkalmazásával gerendák gyors semleges atomok kaptunk a plazma hőmérsékletét 60 Mill. Fok. A szovjet Tokamak T-10-ben a plazma hőmérséklete 90 millió fokosra emelkedett. Eleinte a világon tokamak egy szupravezető mágneses rendszer 7 T (USSR) igazolták a lehetőségét neinduktivnoi fenntartani a jelenlegi a plazmában oszlopban, megnyitva az utat a radikális időtartamának növelése a munkaciklus.
1.5. A tokamák harmadik generációja
Tokamak TFTR a Princeton Plasma Physics Laboratóriumában (1989)
A 80-as évek elején üzembe helyezték a tokamák harmadik generációját - nagy torusz sugarú (2-3 m) és több MA plazmaáramot. A JET (UK), Tore Supra (Franciaország), JT60-U (Japán), TFTR (USA) és a T-15 (USSR): Öt ilyen egység került kialakításra. A fő fizikai kihívás ez a generáció mechanizmus vizsgálata volt, szülés A plazma termonukleáris paraméterek specifikációs szint plazma paramétereinek, felhalmozódó tapasztalatok divertor stb technológiai problémák közé :. A fejlesztés szupravezető mágneses rendszerek, amely képes létrehozni egy olyan területen, az indukciós legfeljebb 5 hátterek nagy mennyiségben fejlesztése való használatra trícium felhalmozási eltávolítása tapasztalat magas hő áramlik a divertor, rendszerek fejlesztése távoli szerelés / szétszerelés belső csomópont telepítési teszi a plazma diagnózisa stb.
A kilencvenes években a plazmaszedés csapdáinak családját egy új módosítás - gömb alakú tokamak egészítette ki. A hagyományoshoz képest csak egy konstruktív tulajdonsággal különböznek - kevesebb (nem több, mint 2) méretarány, vagyis a plazmakábel nagy és kis sugarainak aránya. Ez a geometriai árnyalat nagyon fontos következményekkel jár a tokamákra nézve. A plazmacsípés stabilitásának fenntartása és fenntartása érdekében a gömb alakú tokamákban a mágneses nyomás körülbelül 10-szeresére csökkenthető a hagyományos tokamákhoz képest. Ez viszont többször is lehetővé teszi a berendezés mágneses indukciójának és összköltségének csökkentését, miközben megőrzi az alapvető plazma-fizikai paramétereket. Ez a tulajdonság biztosítja a gömb alakamaknak a zárt mágneses csapdák vezető szerepét.
1.6. Ma Tokamaki
A 21. század első évtizedét az ipari termonukleáris reaktorok megjelenése előtt a kísérleti Tokamák napjának utolsó szakaszaként jellemezhetjük. A legnagyobb meglévő létesítmények a majdani reaktor szinte minden funkcionális és technológiai rendszerét tartalmazzák.
Jelenleg több mint 100 tokamak típusú telepítés van a világon.
1.7. kilátások
Napjainkban a tokamak típusú telepítés ígéretes eszköz a szabályozott termonukleáris fúziónak. Ezért, a technológiai fejlődés következő szakaszaként elsősorban a Tokamák következő generációját kell létrehozni, amelyben az önfenntartó szintézis megvalósítható.
2. A működés elve
A tokamak típusú reaktor működésének elve
Tokamak elv annak elektrofizikai telepítési, amelynek elsődleges célja, hogy kialakítsuk a plazma (t. E. gáz fűtés 100 Mill. Fok) elérve a nagy sűrűségű, és elérni a hosszú távú tárolás, egy jól meghatározott mennyiségű. Ez lehetővé teszi, hogy a szintézis a fúziós reakciót hélium atommag a nyersanyagból, hidrogén izotópok (deutérium és a trícium). A reakció során az energiát fel kell szabadítani, sokkal nagyobb, mint a plazma kialakulásakor felhasznált energia.
A Tokamak lényegében tórusz: egy toroid vákuumkamra, amelyen a vezető meg van csavarva, toroid mágneses mezőt képez. A forró plazmát tartalmazó csapda kamrában lévő fő mágneses mező toroid mágneses tekercsekből áll. Jelentős szerepet játszik a plazma bezáródásban a plazma áram, amely a körkörös plazmavezeték mentén áramlik, és különleges konfigurációjú mágneses mezőt hoz létre.
2.1. Folyamatos üzemmód
Jelenleg a tokamak telepítések impulzus üzemmódban működnek. Az impulzus időtartamát az induktorban tárolt energia határozza meg, amely megtartja az áramot a plazmában. Nemrégiben számos országban megtalálták a tokamák áramának nem induktív excitációjára vonatkozó első eredményeket. Ebből a célból egy bizonyos frekvenciájú elektromágneses hullámokat vezetnek be a plazmába, amelyek az elektronok elrendelt mozgását okozzák a mágneses mező mentén. A T-7, PLT és JFT-II berendezéseken végzett kísérletek jelzik az ilyen gerjesztési módszer kilátásait. Az ebben az irányban végzett kutatás lehetővé teszi a közeljövőben, hogy hosszú távon meghatározza az indukciómentes áram fenntartásának rendszerét egy reaktorban.
3. Tokamák a világon
3.1. A világ jelenlegi tokamakjai
3.3. Futó tokamák projektjei
Az ITER rektor elrendezése
jegyzetek
1. Termonukleáris erő. Elmélet, gyakorlat, problémák, megoldások. - termoyadsintez. ***** / tokamak / tokamak. htm
2. A tokamak Kazahsztánban plazmát kapott - www. ***** / tudomány //. html (Рус.)
3. Irán elnöke: atomhullám lettünk - www. / ukr / top / show / prezident_irana_my_stali_yadernoy_derzhavoy_ / (Rus.)
4. Velikhov akadémikus úgynevezett "mesék" Irán nyilatkozata a termonukleáris fúziós technológia megszerzéséről - www. ***** / fórum / t23591.html (Eng.)
6. Az ITER építése - www. iter. org / projekt / építőmérnök
7. Az amerikai fúziós program - www. kérdések. org / 13.4 / stacey. htm (angol)
8. Gyújtó - a legújabb orosz termonukleáris reaktor - ***** / ignitor-novejshij-rossijskij-termoyadernyj-reaktor (Rus.)
9. SST-1: Jelenlegi státusz - www. IPR. res. in / sst1 / SST1-present_status. html (angol)