Tokamak - це
(Скор. Від "тороїдальна камера з магнітними. Котушками") - пристрій для утримання високотемпературної плазми за допомогою сильного магнітного. поля. Ідея T. була висловлена в 1950 академіками І. E. Таммом і А. Д. Сахаровим; перші експери. дослідження цих систем розпочалися в 1956.
Принцип пристрою ясний з рис. 1. Плазма створюється в тороидальной вакуумній камері, к-раю служить як би єдиним замкнутим витком вторинної обмотки трансформатора. При пропущенні наростаючого в часі струму в первинній обмотці трансформатора 1 всередині вакуумної камери 5 створюється вихровий поздовжнє елек-Тріч. поле. При не дуже великий початкової щільності газу (зазвичай використовується водень або його ізотопи) відбувається його електричні. пробою і вакуумна камера заповнюється плазмою з подальшим наростанням великого поздовжнього струму Ip. В суч. великих T. ток в плазмі становить дек. мільйонів ампер. Цей струм створює власне полоідальним (в площині поперечного перерізу плазми) магн. поле Вq. Крім того, для стабілізації плазми використовується сильне поздовжнє магн. поле В f, створюване за допомогою спец. обмоток тороїдального магнітного. поля. Саме комбінацією тороїдального і полоідальним магн. полів забезпечується стійке утримання високотемпературної плазми (див. Тороїдальні системи), необхідне для здійснення керованого термоядерного синтезу.
Мал. 1. Схема токамака: 1 - первинна обмотка трансформатора; 2 котушки тороїдального магнітного поля; 3 - лайнер, тонкостінна внутрішня камера для вирівнювання тороїдального електричного поля; 4 - котушки полоідальним магнітного поля; 5 - вакуумна камера; б-залізний сердечник (магнітопровід).
Операційні межі. Магн. поле T. досить добре утримує високотемпературну плазму, але тільки в певних межах зміни її параметрів. Перші 2 обмеження стосуються току плазми Ip і її пор. щільності п, вираженої в одиницях числа частинок (електронів або іонів) в 1 м 3. Виявляється, що при заданій величині тороїдального магнітного. поля струм плазми не може перевищувати деякого граничного значення, інакше плазмовий шнур починає звиватися по гвинтовий лінії і в кінці кінців руйнується: розвивається т. н. нестійкість зриву струму. Для характеристики граничного струму використовується коеф. запасу q гвинтовими нестійкості, який визначається співвідношенням q = 5Bj20 частинок / м 3). Для стійкого утримання плазми необхідно, щоб числа M і H не перевищували деяких критич. значень.
При нагріванні плазми і підвищення її тиску з'являється ще одна межа, що характеризує максимальне стійке значення тиску плазми, p = n (Te + Ti), де Т е. Ti - електронна і іонна темп-ри. Ця межа накладається на величину b, що дорівнює відношенню пор. тиску плазми до тиску магнітного. поля; спрощене вираз для граничного значення b дається співвідношенням Тройона bc = gIp / aBj, де g- числовий множник, рівний приблизно 3. 10 -2.
Експерименти, проведені на багатьох T. разл. форми і розмірів, дозволили підсумувати результати досліджень механізмів переносу у вигляді відповідних ем-Піріч. залежностей. Зокрема, були знайдені залежності енергетичних. часу життя т E від осн. параметрів плазми для разл. мод утримання. Ці залежності зв. з до е й л і н г а м и; вони успішно використовуються для передбачення параметрів плазми у нововведених в дію установках.
Самоорганізація плазми. У плазмі T. постійно є слабонелінейние коливання. к-які впливають на профілі розподілу темп-ри, щільності частинок і щільності струму по радіусу, як би керують ними. Зокрема, в центр. області плазмового шнура дуже часто присутні т. н. пилковидні коливання, що відображають періодично повторюваний процес поступового загострення і потім різкого уплощенія профілю темп-ри. Пилкоподібні коливання запобігають контракцію струму до магн. осі тора (див. Контракція газового розряду). Крім того, в T. час від часу порушуються гвинтові моди (т. Н. Т і р і н г-м о д и), к-які поза шнура спостерігаються у вигляді низькочастотних магн. коливань. Тірінг-моди сприяють встановленню більш стійкого розподілу щільності струму по радіусу. При недостатньо обережне поводження з плазмою тірінг-моди можуть нарости настільки, що викликаються ними обурення магн. поля руйнують магн. поверхні у всьому обсязі плазмового шнура, магн. конфігурація руйнується, енергія плазми викидається до стінок і ток в плазмі припиняється через її сильного охолодження (див. Тірінг-нестійкості).
Крім цих об'ємних коливань існують моди коливань, локалізовані на кордоні плазмового шнура. Ці моди дуже чутливі до стану плазми на самій периферії, їх поведінку ускладнено атомарними процесами. Зовн. і внутр. моди коливань можуть сильно впливати на процеси перенесення тепла і часток, вони призводять до можливості переходу плазми з одного режиму магн. термоізоляції в інший і назад. Якщо в плазмі T. розподіл часток за швидкостями сильно відрізняється від розподілу Максвелла, то виникає можливість для розвитку кінетичної. неустойчивостей. Напр. при народженні великої кількості тікають електронів розвивається т. н. віялова нестійкість, яка веде до трансформації поздовжньої енергії електронів в поперечну. Кинетич. нестійкості розвиваються також при наявності іонів з високою енергією, що виникають при доповнить. нагріванні плазми.
Нагрівання плазми. Плазма будь-якого T. автоматично підігрівається за рахунок джоулева тепла від протікає по ній струму. Джоулева енерговиділення досить для отримання темп-ри в дек. млн. градусів. Для цілей керованого термоядерного синтезу потрібні темп-ри T> 10 8 К, тому всі великі T. доповнюються потужними системами нагріву плазми. Для цього використовуються або електромагнітного магн. хвилі разл. діапазонів, або пряма інжекція швидких частинок в плазму. Для високочастотного нагріву плазми зручно використовувати резонанси. к-які відповідають внутр. колебат. процесам в плазмі. Напр. нагрів іонної компоненти зручно здійснювати в діапазоні гармонік циклотронних частот або осн. іонів плазми, або спеціально підібраних іонів-присадок. Нагрівання електронів здійснюється за електронно-циклотронному резонансі.
При нагріванні іонів за допомогою швидких частинок зазвичай використовуються потужні пучки нейтральних атомів. Такі пучки не взаємодіють з магнітним. полем і проникають глибоко всередину плазми, там вони іонізуются і захоплюються магн. полем T.
За допомогою доповнить, методів нагріву темп-ру плазми T. вдається підняти> 3 × 10 8 К, що цілком достатньо для протікання потужної термоядерної реакції. У майбутніх розроблюваних T.-реакторах нагрів плазми буде здійснюватися високоенергетичних альфа-частками, що виникають при реакції злиття ядер дейтерію і тритію.
Стаціонарний токамак. Зазвичай ток в плазмі протікає тільки при наявності вихрового електричні. поля, що створюється за рахунок збільшення магн. потоку в індукторі. Індукційний механізм підтримки струму обмежений в часі, так що відповідний режим утримання плазми є імпульсним. Однак імпульсний режим не є єдино можливим, нагрів плазми може використовуватися і для підтримки струму, якщо поряд з енергією в плазму передається і імпульс. різний для різних компонент плазми. Неіндукціонное підтримку струму полегшується за рахунок генерації струму самої плазмою при її диффузионном розширенні до стінок (бутстреп-ефект). Бутстреп-ефект був передбачений неоклассіч. теорією і підтверджений потім експериментально. Експерименти показують, що плазма T. може утримуватися стаціонарно, і гол. зусилля по практич. освоєння стаціонарного режиму спрямовані на підвищення ефективності підтримки струму.
Дивертор, управління домішками. Для цілей керованого термоядерного синтезу потрібно дуже чиста плазма на основі ізотопів водню. Щоб обмежити домішка ін. Іонів в плазмі, в ранніх T. плазма обмежувалася т. Н. л і м і т е р о м (рис. 2, а), т. е. діафрагмою, що не допускає зіткнення плазми з великою поверхнею камери. В суч. T. використовується набагато складніша діверторная конфігурація (рис. 2, б), створювана котушками полоідальним магн. поля. Ці котушки необхідні навіть для плазми круглого перетину: з їх допомогою створюється вертикальна компонента магн. поля, до-раю при взаємодії з осн. струмом плазми не дозволяє плазмовому витку викинутися на стінку у напрямку великого радіусу. У діверторной конфігурації витки полоідальним магн. поля розташовані так, щоб перетин плазми було витягнуто в вертикальному напрямку. При цьому замкнуті магн. поверхні зберігаються тільки всередині сепаратріси, зовні її силові лінії йдуть всередину діверторних камер, де відбувається нейтралізація потоків плазми, що випливають з осн. обсягу. У діверторних камерах вдається пом'якшити навантаження від плазми на діверторние пластини за рахунок доповнить. охолодження плазми при атомарних взаємодіях.
Мал. 2. Поперечний розріз плазми круглого перетину (а) і вертикально витягнутого з утворенням діверторной конфігурації (6): 1-плазма; 2 лимитер; 3 - стінка камери; 4 - сепаратріси; 5 -діверторная камера; 6 - ді-верторние пластини.
Токамак-реактор. Гл. метою досліджень на установках T. є освоєння концепції магн. утримання плазми для створінь термоядерного реактора. На T. вдається створити стійку високотемпературну плазму з температурою і щільністю, достатніми для термоядерного реактора; встановлені закономірності для термоізоляції плазми; освоюються методи підтримки струму і управління рівнем домішок. Роботи на T. переходять з фази чисто фіз. досліджень в фазу створення експери. термоядерного реактора.