Sfærisk tokamak - Spherical tokamak

Et plasma i MAST -reaktoren. Legg merke til den nesten sfæriske formen på ytterkanten av plasmaet. Den høye forlengelsen er også tydelig, særlig filamentene som strekker seg fra toppen og bunnen nær den sentrale lederen.

En sfærisk tokamak er en type fusjonskraftenhet basert på tokamak -prinsippet. Det er kjent for sin svært smale profil eller sideforhold . En tradisjonell tokamak har et toroidalt innesperringsområde som gir den en generell form som ligner på en smultring , komplett med et stort hull i midten. Den sfæriske tokamak reduserer hullets størrelse så mye som mulig, noe som resulterer i en plasmaform som er nesten sfærisk, ofte sammenlignet med et eplet med kjerne. Den sfæriske tokamak blir noen ganger referert til som en sfærisk torus og ofte forkortet til ST .

Den sfæriske tokamak er en avlegger av den konvensjonelle tokamak -designen. Talsmenn hevder at den har en rekke betydelige praktiske fordeler i forhold til disse enhetene. Av denne grunn har ST generert betydelig interesse siden slutten av 1980 -tallet. Imidlertid forblir utviklingen effektivt en generasjon bak tradisjonelle tokamak -innsats som JET . Store eksperimenter i ST-feltet inkluderer banebrytende START og MAST i Culham i Storbritannia, USAs NSTX-U og russiske Globus-M.

Forskning har undersøkt om sfæriske tokamakker er en vei til lavere kostnadreaktorer. Ytterligere forskning er nødvendig for å bedre forstå hvordan slike enheter skaleres. Selv i tilfelle ST -er ikke fører til lavere kostnadsmetoder for kraftproduksjon, er de fremdeles lavere kostnader generelt; dette gjør dem til attraktive enheter for å studere plasmafysikk, eller som nøytronkilder med høy energi .

Bakgrunn

Grunnleggende fusjonsfysikk

Grunntanken bak fusjon er å tvinge to passende atomer tett nok sammen til at den sterke kraften trekker dem sammen for å lage et enkelt større atom. Denne prosessen frigjør en betydelig mengde bindingsenergi , vanligvis i form av høyhastighets subatomære partikler som nøytroner eller betapartikler . Imidlertid opplever de samme drivstoffatomene også den elektromagnetiske kraften som skyver dem fra hverandre. For at de skal smelte sammen, må de presses sammen med nok energi til å overvinne denne coulomb -barrieren .

Den enkleste måten å gjøre dette på er å varme opp drivstoffet til svært høye temperaturer, og la Maxwell – Boltzmann-distribusjonen produsere en rekke meget høyenergi-atomer i en større, kjøligere blanding. For at fusjonen skal skje, må atomene med høyere hastighet møtes, og i tilfeldig fordeling som vil ta tid. Tiden reduseres ved å øke temperaturen, noe som øker antallet høyhastighetspartikler i blandingen, eller ved å øke trykket, som holder dem nærmere hverandre. Produktet av temperatur, trykk og tid produserer den forventede fusjonshastigheten, det såkalte fusion triple-produktet . For å være nyttig som netto energieksportør, må trippelproduktet oppfylle en viss minimumskrav, Lawson -kriteriet .

Rent praktisk er de nødvendige temperaturene i størrelsesorden 100 millioner grader. Dette fører til problemer med de to andre begrepene; å begrense drivstoffet til et høyt nok trykk og lenge nok er langt utenfor egenskapene til noe kjent materiale. Imidlertid er drivstoffet i disse temperaturene i form av et elektrisk ledende plasma , som fører til en rekke potensielle innesperringsløsninger ved bruk av magnetiske eller elektriske felt. De fleste fusjonsenheter bruker varianter av disse teknikkene.

Tokamaks er den mest undersøkte tilnærmingen innenfor den større gruppen av magnetisk fusjon energi (MFE) design. De prøver å begrense et plasma ved å bruke kraftige magnetfelt. Tokamaks begrenser drivstoffet sitt ved lavt trykk (rundt 1/milliondel av atmosfærisk), men høye temperaturer (150 millioner Celsius), og prøver å holde disse forholdene stabile i stadig økende tider i størrelsesorden sekunder til minutter. Å gjøre dette krever imidlertid massiv strøm i magnetsystemet, og noen måte å redusere dette på forbedrer systemets generelle energieffektivitet.

Energibalanse

Ideelt sett vil energien som trengs for å varme opp drivstoffet bli gjort opp av energien som frigjøres fra reaksjonene, og holde syklusen i gang. Alt utover denne mengden kan brukes til kraftproduksjon. Dette fører til konseptet med Lawson -kriteriet , som avgrenser betingelsene som trengs for å produsere netto strøm.

Når fusjonsdrivstoffet blir oppvarmet, vil det naturligvis miste energi gjennom en rekke prosesser. Disse er generelt relatert til utstrålende termer som blackbody -stråling og ledningsuttrykk, der den fysiske interaksjonen med omgivelsene fører energi ut av plasmaet. Den resulterende energibalansen for enhver fusjonskraftenhet, som bruker et varmt plasma, er vist nedenfor.

${\ displaystyle P _ {\ text {net}} = \ eta _ {\ text {capture}} \ left (P _ {\ text {fusion}}-P _ {\ text {conduction}}-P _ {\ text {stråling} }\Ikke sant)}$

hvor:

• ${\ displaystyle P _ {\ text {net}}}$, er netto strømmen ut
• ${\ displaystyle \ eta _ {\ text {capture}}}$, er effektiviteten som anlegget fanger opp energi, si gjennom en dampturbin, og eventuell kraft som brukes til å drive reaktoren
• ${\ displaystyle P _ {\ text {fusion}}}$, er kraften som genereres av fusjonsreaksjoner, i utgangspunktet en funksjon av reaksjonshastigheten
• ${\ displaystyle P _ {\ text {conduction}}}$, er kraften som går tapt ved ledning til reaktorkroppen
• ${\ displaystyle P _ {\ text {stråling}}}$, er kraften tapt som lys og forlater plasmaet, vanligvis gjennom gammastråling

For å oppnå nettoeffekt må det bygges en enhet som optimaliserer denne ligningen. Fusjonsforskning har tradisjonelt fokusert på å øke den første P -termen: fusjonshastigheten. Dette har ført til en rekke maskiner som opererer ved stadig høyere temperaturer og prøver å holde det resulterende plasmaet i en stabil tilstand lenge nok til å oppfylle det ønskede trippelproduktet. Imidlertid er det også viktig å maksimere η av praktiske årsaker, og i tilfelle av en MFE -reaktor, betyr det generelt å øke effektiviteten til innesperringssystemet, særlig energien som brukes i magnetene.

Beta nummer

Et mål på suksess på tvers av den magnetiske fusjonsenergiverdenen er betatallet . Hver maskin som inneholder plasma magnetisk, kan sammenlignes ved hjelp av dette nummeret.

${\ displaystyle \ beta = {\ frac {p} {p_ {mag}}} = {\ frac {nk_ {B} T} {(B^{2}/2 \ mu _ {0})}}}}$

Dette er forholdet mellom plasmatrykket og trykket i magnetfeltet . Forbedring av beta betyr at du relativt sett må bruke mindre energi på å generere magnetfeltene for et gitt plasmatrykk (eller tetthet). Prisen på magneter skaleres omtrent med β ^½ , så reaktorer som opererer med høyere beta er billigere for et gitt nivå av innesperring. Konvensjonelle tokamaks opererer med relativt lave betas, rekorden er litt over 12%, men forskjellige beregninger viser at praktisk design vil trenge å operere så høyt som 20%.

Størrelsesforholdet

Den begrensende faktoren for å redusere beta er størrelsen på magneter. Tokamaks bruker en serie ringformede magneter rundt innesperringsområdet, og deres fysiske dimensjoner betyr at hullet i midten av torus bare kan reduseres så mye før magnetviklingene berører. Dette begrenser den sideforhold , , av reaktoren til omkring 2,5; diameteren til reaktoren som helhet kan være omtrent 2,5 ganger tverrsnittsdiameteren av innesperringsområdet. Noen eksperimentelle design var litt under denne grensen, mens mange reaktorer hadde mye høyere A. ${\ displaystyle A = R/a}$

Historie

Redusere størrelsesforholdet

I løpet av 1980 -årene studerte forskere ved Oak Ridge National Laboratory (ORNL), ledet av Ben Carreras og Tim Hender, operasjonen til tokamaks etter hvert som A ble redusert. De la merke til, basert på magnetohydrodynamiske hensyn, at tokamaks iboende var mer stabile ved lave sideforhold. Spesielt ble den klassiske " kink ustabilitet " sterkt undertrykt. Andre grupper utvidet denne teorien, og fant ut at det samme gjaldt også for den høyordnede ballongstabilitet . Dette antydet at en lav-A-maskin ikke bare ville være billigere å bygge, men også ha bedre ytelse.

I den tradisjonelle tokamak -designen er innesperringsmagneter normalt plassert utenfor et toroidalt vakuumkammer som holder plasmaet. Dette kammeret er kjent som den første veggen , og definerer minimumsavstanden mellom magneter og plasma. I en produksjonsdesign sitter et annet lag, teppet , mellom den første veggen og magneter. Teppet tjener to formål, det ene er å beskytte magnetene mot nøytroner med høy energi , noe som vil skade dem, og det andre er å bruke disse nøytronene til å avle tritium fra litium, og produsere mer drivstoff til reaktoren. Imidlertid betyr dette arrangementet at det er betydelig avstand mellom magneter og plasma, i de fleste design noe i størrelsesorden en meter eller mer. Dette setter betydelige grenser for det oppnåelige størrelsesforholdet.

Ett forsøk på å forbedre reaktorgeometrien ble forsøkt av en klasse design kjent som "kompakt tokamak", karakterisert ved Alcator C-Mod (i drift siden 1991), Riggatron (konseptuell, ubebygd) og IGNITOR (konstruksjon pågår pr. Februar 2016). De to senere av disse designene dispenserte fra den første veggen og plasserte magnetene i direkte kontakt med plasmaet; i et produksjonsdesign ville teppet ligge utenfor magnetene. Dette forenkler også den fysiske utformingen, ettersom det toroidale vakuumbeholderen kan erstattes med en sylinder. Den reduserte avstanden mellom magneter og plasma fører til mye høyere betas, så konvensjonelle (ikke-superledende) magneter kan brukes. Ulempen med denne tilnærmingen, en som ble mye kritisert i feltet, er at den plasserer magnetene direkte i nøytronstrømmen med høy energi i fusjonsreaksjonene. Under drift vil magnetene raskt bli erodert, noe som krever at vakuumbeholderen åpnes og hele magnetenheten byttes ut etter en måneds drift.

Omtrent samtidig gjorde flere fremskritt innen plasmafysikk seg gjennom fusjonssamfunnet. Spesielt viktig var begrepene forlengelse og triangularitet , som refererte til plasmaets tverrsnittsform. Tidlige tokamakker hadde alle brukt sirkulære tverrsnitt rett og slett fordi det var det enkleste å modellere og bygge, men over tid ble det klart at C eller (mer vanlig) D-formede plasmatverrsnitt førte til høyere ytelse. Dette gir plasma med høyt "skjær", som fordelte og brøt opp turbulente virvler i plasmaet. Disse endringene førte til de " avanserte tokamak " -designene , som inkluderer ITER .

Sfæriske tokamakker

I 1984 foreslo Martin Peng fra ORNL et alternativt arrangement av magnetspolene som ville redusere aspektforholdet sterkt, samtidig som du unngår erosjonsproblemer ved den kompakte tokamak. I stedet for å koble hver magnetspole separat, foreslo han å bruke en enkelt stor leder i midten og koble magnetene som halvringer av denne lederen. Det som en gang var en serie med individuelle ringer som passerte gjennom hullet i midten av reaktoren ble redusert til en enkelt stolpe, noe som tillot aspektforhold så lave som 1,2. Dette betyr at ST -er kan oppnå samme operasjonelle trippel produktnummer som konvensjonelle konstruksjoner ved å bruke en tiendedel magnetfelt.

Designet inkluderte naturligvis også fremskrittene innen plasmaforming som ble studert samtidig. Som alle moderne design bruker ST et D-formet plasmatverrsnitt. Hvis du vurderer en D på høyre side og en omvendt D til venstre, når de to nærmer seg hverandre (når A er redusert) berører de vertikale overflatene til slutt og den resulterende formen er en sirkel. I 3D er den ytre overflaten omtrent sfærisk. De kalte dette oppsettet for "sfærisk tokamak", eller ST. Disse studiene antydet at ST-oppsettet ville inneholde alle egenskapene til den avanserte tokamak, den kompakte tokamak, ville sterkt undertrykke flere former for turbulens, nå høy β, ha høy selvmagnetisme og være mindre kostbart å bygge.

ST -konseptet syntes å representere et enormt fremskritt innen tokamak -design. I 1985 foreslo ORNL det sfæriske Torus -eksperimentet (STX). Dette var imidlertid i en periode da amerikanske fusjonsforskningsbudsjetter ble dramatisk redusert. ORNL ble gitt midler til å utvikle og teste en prototype sentral magnetventilkolonne bygget med 6 lag svinger av en høystyrke kobberlegering kalt " Glidcop " (hvert lag med vannkjøling). Imidlertid klarte de ikke å sikre finansiering for å bygge det komplette STX -designet.

Fra spheromak til ST

Klarte ikke å bygge en ST på ORNL, Peng begynte en verdensomspennende innsats for å interessere andre lag for ST -konseptet og få bygget en testmaskin. En måte å gjøre dette raskt på er å konvertere en spheromak -maskin til ST -oppsettet.

Spheromaks er i hovedsak " røkringer " av plasma som er internt selv stabil. Typiske reaktorer bruker gasspuffer og magneter for å danne spheromak og injisere det i et sylindrisk innesperringsområde, men ettersom magnetfeltene er begrenset i plasmaet, kan de drive rundt innesperringsområdet og kollidere med den første veggen. Den typiske løsningen på dette problemet var å pakke området inn i et kobberark, eller mer sjelden, plassere en kobberleder nedover midten. Når spheromak nærmer seg lederen, genereres et magnetfelt som skyver det vekk igjen. En rekke eksperimentelle spheromak -maskiner ble bygget på 1970- og begynnelsen av 80 -tallet, men demonstrerte ytelse som ganske enkelt ikke var interessant nok til å foreslå videre utvikling.

Spheromaks med den sentrale lederen hadde en sterk mekanisk likhet med ST -designet, og kunne konverteres relativt enkelt. Den første slike konverteringen ble gjort til Heidelberg Spheromak -eksperimentet eller HMS. Bygget ved Heidelberg University på begynnelsen av 1980 -tallet, ble HMS raskt omgjort til en ST i 1987 ved å justere sine magnetiske spoler på utsiden av innesperringsområdet og feste dem til en ny sentral leder. Selv om den nye konfigurasjonen bare fungerte "kald", langt under fusjonstemperaturer, var resultatene lovende og demonstrerte alle de grunnleggende egenskapene til ST.

Flere andre grupper med spheromak -maskiner foretok lignende konverteringer, særlig rotamaken ved Australian Nuclear Science and Technology Organization og SPHEX -maskinen. Generelt fant de alle en økning i ytelsen med en faktor på to eller flere. Dette var et enormt fremskritt, og behovet for en spesialbygd maskin ble presserende.

START og nyere systemer

Pengs forkjempelse fanget også interessen til Derek Robinson , fra Storbritannias Atomic Energy Authority (UKAEA) fusjonssenter i Culham . Det som i dag er kjent som Culham Center for Fusion Energy ble opprettet på 1960 -tallet for å samle all Storbritannias fusjonsforskning, tidligere spredt over flere steder, og Robinson hadde nylig blitt forfremmet til å drive flere prosjekter på stedet.

Robinson var i stand til å samle et team og sikre finansiering i størrelsesorden 100.000 pund for å bygge en eksperimentell maskin, Small Tight Aspect Ratio Tokamak , eller START. Flere deler av maskinen ble resirkulert fra tidligere prosjekter, mens andre ble lånt fra andre laboratorier, inkludert en 40 keV nøytral stråleinjektor fra ORNL. Før det startet driften var det betydelig usikkerhet om ytelsen, og spådommer om at prosjektet ville bli stengt hvis innesperring viste seg å være lik spheromaks.

Byggingen av START begynte i 1990, den ble montert raskt og startet driften i januar 1991. De tidligste operasjonene satte raskt noen teoretiske bekymringer til ro. Ved å bruke ohmisk oppvarming alene viste START betas så høye som 12%, og matchet nesten rekorden på 12,6% på DIII-D- maskinen. Resultatene var så gode at ytterligere 10 millioner pund finansiering ble gitt over tid, noe som førte til en større ombygging i 1995. Da nøytral stråleoppvarming ble slått på, hoppet beta til 40%, og slo ethvert konvensjonelt design med 3 ganger.

I tillegg demonstrerte START utmerket plasmastabilitet. En praktisk tommelfingerregel i konvensjonelle design er at når den operative betaen nærmer seg en viss verdi normalisert for maskinstørrelsen, destabiliserer ballongstabilitet plasmaet. Denne såkalte " Troyon-grensen " er normalt 4, og generelt begrenset til omtrent 3,5 i virkelige maskiner. START forbedret dette dramatisk til 6. Grensen avhenger av maskinens størrelse, og indikerer at maskiner må bygges av minst en viss størrelse hvis de ønsker å nå et ytelsesmål. Med STARTs mye høyere skalering ville de samme grensene nås med en mindre maskin.

Skynd deg å bygge ST

Inne i vakuumkammeret National Spherical Torus Experiment.

START beviste Peng og Stricklers spådommer; ST hadde ytelse en størrelsesorden bedre enn konvensjonelle design, og kostet mye mindre å bygge også. Når det gjelder totaløkonomi, var ST et enormt skritt fremover.

Dessuten var ST en ny og rimelig tilnærming. Det var et av de få områdene innen hovedfusjonsforskning der reelle bidrag kunne gis på små budsjetter. Dette utløste en rekke ST -utviklinger rundt om i verden. Spesielt National Spherical Torus Experiment (NSTX) og Pegasus- eksperimenter i USA, Globus-M i Russland og Storbritannias oppfølging av START, MAST .

I mellomtiden fant START selv nytt liv som en del av det revolusjonerende Proto-Sphera- prosjektet i Italia, hvor eksperimenter prøver å eliminere den sentrale kolonnen ved å føre strømmen gjennom et sekundært plasma. Den Proto-Sphera prosjekt fjerner også behovet for en avgrener , siden plasma ustabiliteter utnyttes i stedet for unngås.

Design

Design av ST40 sfærisk tokamak med en stor radius på 0,4 m.

Tokamak -reaktorer består av et toroidalt vakuumrør omgitt av en serie magneter. Ett sett med magneter er logisk kablet i en serie ringer rundt utsiden av røret, men er fysisk forbundet gjennom en felles leder i midten. Den sentrale kolonnen brukes også normalt til å huse magnetventilen som danner den induktive sløyfen for det ohmiske varmesystemet (og klemstrøm).

Det kanoniske eksempelet på designet kan sees på den lille bordplaten ST -enheten laget på Flinders University, som bruker en sentral kolonne laget av kobbertråd viklet inn i en solenoid, returstenger for det toroidale feltet laget av vertikale kobbertråder og en metallring koble de to og gi mekanisk støtte til strukturen.

Stabilitet innen ST

Fremskritt innen plasmafysikk på 1970- og 80 -tallet førte til en mye sterkere forståelse av stabilitetsspørsmål, og dette utviklet seg til en serie "skaleringslover" som kan brukes til raskt å bestemme grove operasjonelle tall på tvers av et bredt spekter av systemer. Spesielt anses Troyons arbeid med den kritiske betaen til en reaktordesign som en av de store fremskrittene innen moderne plasmafysikk. Troyons arbeid gir en beta -grense hvor operative reaktorer vil begynne å se betydelige ustabilitet, og demonstrerer hvordan denne grensen skaleres med størrelse, layout, magnetfelt og strøm i plasmaet.

Troyons arbeid vurderte imidlertid ikke ekstreme sideforhold, arbeid som senere ble utført av en gruppe ved Princeton Plasma Physics Laboratory . Dette starter med en utvikling av en nyttig beta for et svært asymmetrisk volum:

${\ displaystyle \ beta = {\ frac {\ mu _ {0} p} {\ langle B^{2} \ rangle}}.}$

Hvor er det gjennomsnittlige volumet av magnetfeltet (i motsetning til Troyons bruk av feltet i vakuumet utenfor plasmaet, ). Etter Freidberg blir denne betaen deretter matet inn i en modifisert versjon av sikkerhetsfaktoren : ${\ displaystyle \ langle B^{2} \ rangle}$${\ displaystyle \ scriptstyle \ langle B^{2} \ rangle = \ langle B _ {\ theta}^{2}+B _ {\ rho}^{2} \ rangle}$${\ displaystyle \ scriptstyle B_ {0}}$

${\ displaystyle q _ {\ star} = {\ frac {2 \ pi B_ {0} a^{2}} {\ mu _ {0} R_ {0} I}} \ venstre ({\ frac {1+ \ kappa ^{2}} {2}} \ høyre).}$

Hvor er det magnetiske vakuumfeltet, a er den mindre radiusen, hovedradien, plasmastrømmen og forlengelsen. I denne definisjonen bør det være klart at fallende sideforhold fører til høyere gjennomsnittlige sikkerhetsfaktorer. Disse definisjonene tillot Princeton -gruppen å utvikle en mer fleksibel versjon av Troyons kritiske beta: ${\ displaystyle \ scriptstyle B_ {0}}$${\ displaystyle \ scriptstyle R}$${\ displaystyle \ scriptstyle I}$${\ displaystyle \ scriptstyle \ kappa}$${\ displaystyle \ scriptstyle R/a,}$

${\ displaystyle \ beta _ {\ text {crit}} = 5 \ langle B_ {N} \ rangle \ left ({\ frac {1+ \ kappa ^{2}} {2}} \ right) {\ frac { \ epsilon} {q _ {\ star}}}.}$

Hvor er det inverse sideforholdet og er en konstant skaleringsfaktor som er omtrent 0,03 for større enn 2. Legg merke til at den kritiske beta -skalaen med sideforhold, men ikke direkte, fordi den også inkluderer aspektforholdsfaktorer. Numerisk kan det vises som er maksimert for: ${\ displaystyle \ epsilon}$${\ displaystyle 1/A}$${\ displaystyle \ langle B_ {N} \ rangle}$${\ displaystyle q _ {\ star}}$${\ displaystyle q _ {\ star}}$${\ displaystyle \ beta _ {\ text {crit}}}$

${\ displaystyle q _ {\ star} = 1+\ venstre ({\ frac {3} {4}} \ høyre)^{4/5} \ ca 1.8.}$

Bruker dette i den kritiske betaformelen ovenfor:

${\ displaystyle \ beta _ {\ text {max}} = 0,072 \ venstre ({\ frac {1+ \ kappa ^{2}} {2}} \ høyre) \ epsilon.}$

For en sfærisk tokamak med en forlengelse på 2 og et sideforhold på 1,25: ${\ displaystyle \ kappa}$

${\ displaystyle \ beta _ {\ text {max}} = 0.072 \ venstre ({\ frac {1+2^{2}} {2}} \ høyre) {\ frac {1} {1.25}} = 0.14. }$

Sammenlign dette nå med en tradisjonell tokamak med samme forlengelse og en stor radius på 5 meter og en mindre radius på 2 meter:

${\ displaystyle \ beta _ {\ text {max}} = 0,072 \ venstre ({\ frac {1+2^{2}} {2}} \ høyre) {\ frac {1} {5/2}} = 0,072.}$

Linjæriteten til med sideforhold er tydelig. ${\ displaystyle \ beta _ {\ text {max}} \,}$

Effekt skalering

Beta er et viktig ytelsesmål, men når det gjelder en reaktor designet for å produsere elektrisitet, er det andre praktiske spørsmål som må vurderes. Blant disse er effekttettheten , som gir et estimat av størrelsen på maskinen som trengs for en gitt effekt. Dette er igjen en funksjon av plasmatrykket, som igjen er en funksjon av beta. Ved første øyekast kan det se ut til at STs høyere betas naturlig ville føre til høyere tillatte trykk og dermed høyere effekttetthet. Dette er imidlertid bare sant hvis magnetfeltet forblir det samme - beta er forholdet mellom magnetisk og plasmatetthet.

Hvis man ser for seg et toroidalt innesperringsområde innpakket med ringformede magneter, er det klart at magnetfeltet er større på innsiden av radius enn utsiden - dette er det grunnleggende stabilitetsproblemet som tokamakens elektriske strøm adresserer. Imidlertid er forskjellen er at i felt en funksjon av sideforholdet; en uendelig stor toroid ville tilnærmet en rett solenoid, mens en ST maksimerer forskjellen i feltstyrke. Ettersom det er visse aspekter ved reaktordesign som er faste i størrelse, kan størrelsesforholdet tvinges inn i visse konfigurasjoner. For eksempel vil produksjonsreaktorer bruke et tykt "teppe" som inneholder litium rundt reaktorkjernen for å fange opp høyenergienøytronene som frigjøres, både for å beskytte resten av reaktormassen fra disse nøytronene, så vel som for å produsere tritium for drivstoff. Størrelsen på teppet er en funksjon av nøytronens energi, som er 14 MeV i DT -reaksjonen uavhengig av reaktordesignet. Dermed ville teppet være det samme for en ST eller tradisjonell design, omtrent en meter på tvers.

I dette tilfellet er det nødvendig med ytterligere vurdering av det totale magnetfeltet når du vurderer betas. Arbeider vi innover gjennom reaktorvolumet mot den indre overflaten av plasmaet, vil vi støte på teppet, den "første veggen" og flere tomme mellomrom. Når vi beveger oss bort fra magneten, reduseres feltet på en omtrent lineær måte. Hvis vi betrakter disse reaktorkomponentene som en gruppe, kan vi beregne magnetfeltet som forblir på den andre siden av teppet, på innsiden av plasmaet:

${\ displaystyle B_ {0} = ({1- \ epsilon _ {B}-\ epsilon}) {B _ {\ text {max}}}. \,}$

Nå vurderer vi det gjennomsnittlige plasmatrykket som kan genereres med dette magnetfeltet. Følger Freidberg:

${\ displaystyle {\ langle p \ rangle} = \ beta _ {\ text {max}} \ venstre (1+ \ kappa ^{2} \ høyre) \ epsilon \ venstre ({1- \ epsilon _ {B}- \ epsilon} \ right)^{2} G (\ epsilon) \ left (B _ {\ text {max}} \ right)^{2}.}$

I en ST, der vi prøver å maksimere som et generelt prinsipp, kan man eliminere teppet på innsiden og la den sentrale kolonnen være åpen for nøytronene. I dette tilfellet er det null. Med tanke på en sentral kolonne laget av kobber, kan vi fikse det maksimale feltet som genereres i spolen, til ca 7,5 T. Ved å bruke de ideelle tallene fra seksjonen ovenfor: ${\ displaystyle B_ {0}}$${\ displaystyle \ epsilon _ {0}}$${\ displaystyle B _ {\ text {max}}}$

${\ displaystyle {\ langle p \ rangle} = 0.14 \ venstre (1+2^{2} \ høyre) \ venstre ({\ frac {1} {1.25}} \ høyre) \ venstre (1-{\ frac { 1} {1.25}} \ høyre)^{2} 2.5 \ cdot 7.5^{2} = 2.6 {\ text {atmosfærer}}.}$

Vurder nå den konvensjonelle designen som ovenfor, ved bruk av superledende magneter med en på 15 T og et teppe på 1,2 meters tykkelse. Først regner vi ut til å være 1/(5/2) = 0,4 og for å være 1,5/5 = 0,24, deretter: ${\ displaystyle B _ {\ text {max}}}$${\ displaystyle \ epsilon}$${\ displaystyle \ epsilon _ {b}}$

${\ displaystyle {\ langle p \ rangle} = 0.072 \ venstre (1+2^{2} \ høyre) \ venstre ({\ frac {1} {0.4}} \ høyre) \ venstre (1-{\ frac { 1} {0.24}}-{\ frac {1} {0.4}} \ høyre)^{2} 1.2 \ cdot 15^{2} = 7.7 {\ text {atmosfærer}}.}$

Så til tross for den høyere betaen i ST, er den totale effekttettheten lavere, hovedsakelig på grunn av bruk av superledende magneter i den tradisjonelle designen. Dette problemet har ført til betydelig arbeid for å se om disse skaleringslovene gjelder for ST, og forsøk på å øke den tillatte feltstyrken gjennom en rekke metoder. Arbeid med START antyder at skaleringsfaktorene er mye høyere i ST, men dette arbeidet må replikeres med høyere krefter for å bedre forstå skaleringen. Forskning som bruker data fra NSTX og MAST ser ut til å bekrefte antagelsen om at for lignende verdier av felt- og fusjonskraft, men mindre volum, kan ST -er demonstrere et fusjonert trippelprodukt på opptil en faktor på tre høyere og en fusjonseffektøkning på en rekkefølge på større enn tokamaks.

Fordeler

ST har to store fordeler i forhold til konvensjonelle design.

Den første er praktisk. Ved å bruke ST -oppsettet plasseres de toroidale magnetene mye nærmere plasma i gjennomsnitt. Dette reduserer energimengden som trengs for å drive magneter for å nå et bestemt nivå av magnetfelt i plasmaet. Mindre magneter koster mindre, og reduserer kostnaden for reaktoren. Gevinsten er så stor at det ikke er nødvendig med superledende magneter, noe som fører til enda større kostnadsreduksjoner. START plasserte de sekundære magneter inne i vakuumkammeret, men i moderne maskiner har disse blitt flyttet utenfor og kan være superledende.

De andre fordelene har å gjøre med plasmaets stabilitet. Siden de tidligste dagene med fusjonsforskning har problemet med å lage et nyttig system vært en rekke plasma -ustabilitet som bare dukket opp etter hvert som driftsforholdene flyttet seg stadig nærmere nyttige for fusjonskraft. I 1954 var Edward Teller vert for et møte som utforsket noen av disse problemene, og bemerket at han følte at plasma ville være mer stabilt iboende hvis de fulgte konvekse linjer med magnetisk kraft, i stedet for konkav. Det var ikke klart den gangen om dette manifesterte seg i den virkelige verden, men over tid blir visdommen til disse ordene tydelig.

I tokamak, stellarator og de fleste klemmeapparater tvinges plasmaet til å følge spiralformede magnetiske linjer. Dette flytter vekselvis plasmaet fra utsiden av innesperringsområdet til innsiden. Mens de er på utsiden, presses partiklene innover etter en konkav linje. Når de beveger seg til innsiden, blir de presset utover, etter en konveks linje. Etter Tellers begrunnelse er plasmaet iboende mer stabilt på innsiden av reaktoren. I praksis foreslås de faktiske grensene av " sikkerhetsfaktoren ", q , som varierer over plasmaets volum.

I et tradisjonelt sirkulært tverrsnitt tokamak, tilbringer plasma omtrent samme tid på innsiden og utsiden av torusen; litt mindre på innsiden på grunn av den kortere radiusen. I den avanserte tokamak med et D-formet plasma er plasmaets indre overflate betydelig forstørret og partiklene bruker mer tid der. I en normal design med høy A varierer imidlertid q bare litt når partikkelen beveger seg, ettersom den relative avstanden fra utsiden er liten sammenlignet med radiusen til maskinen som helhet (definisjonen av sideforhold). I en ST -maskin er variansen fra "innsiden" til "utsiden" mye større relativt sett, og partiklene bruker mye mer av tiden sin på "innsiden". Dette fører til sterkt forbedret stabilitet.

Det er mulig å bygge en tradisjonell tokamak som opererer ved høyere betas, ved bruk av kraftigere magneter. For å gjøre dette må strømmen i plasma økes for å generere det toroidale magnetfeltet av riktig størrelse. Dette driver plasmaet stadig nærmere Troyon -grensene der ustabilitet setter inn. ST -designet har gjennom sitt mekaniske arrangement mye bedre q og gir dermed mulighet for mye mer magnetisk kraft før ustabiliteten dukker opp. Konvensjonelle design nådde Troyon -grensen rundt 3,5, mens START demonstrerte drift klokken 6.

Ulemper

ST har tre forskjellige ulemper sammenlignet med "konvensjonelle" avanserte tokamakker med høyere sideforhold.

Det første problemet er at det totale trykket til plasmaet i en ST er lavere enn konvensjonelle design, til tross for høyere beta. Dette skyldes grensene for magnetfeltet på innsiden av plasmaet. Denne grensen er teoretisk sett den samme i ST og konvensjonelle design, men ettersom ST har et mye lavere sideforhold, endres det effektive feltet mer dramatisk over plasmaet volum. ${\ displaystyle B _ {\ text {max}}.}$

Det andre problemet er både en fordel og en ulempe. ST er så liten, i det minste i midten, at det er lite eller ingen plass til superledende magneter. Dette er ikke en deal-breaker for designet, ettersom feltet fra konvensjonelle kobbersårne magneter er nok for ST-designen. Dette betyr imidlertid at effekttap i den sentrale kolonnen vil være betydelig. Ingeniørstudier antyder at det maksimale mulige feltet vil være omtrent 7,5 T, mye lavere enn det er mulig med en konvensjonell layout. Dette legger en ytterligere grense for det tillatte plasmatrykket. Mangel på superledende magneter senker imidlertid prisen på systemet sterkt, noe som potensielt kan oppveie dette problemet økonomisk.

Mangelen på skjerming betyr også at magneten er direkte utsatt for det indre av reaktoren. Det er utsatt for hele oppvarmingsstrømmen til plasmaet og nøytronene som genereres av fusjonsreaksjonene. I praksis betyr dette at kolonnen må byttes ut ganske ofte, sannsynligvis i størrelsesorden et år, noe som i stor grad påvirker tilgjengeligheten av reaktoren. I produksjonsinnstillinger er tilgjengeligheten direkte relatert til kostnadene ved elektrisk produksjon. Eksperimenter pågår for å se om lederen kan erstattes av en z-klype plasma- eller flytende metallleder i stedet.

Til slutt krever de svært asymmetriske plasmatverrsnittene og tett viklede magnetfelt svært høye toroidale strømmer for å opprettholde dem. Normalt vil dette kreve store mengder sekundære varmesystemer, som nøytral stråleinnsprøytning. Disse er energisk dyre, så ST -designet er avhengig av høye bootstrap -strømmer for økonomisk drift. Heldigvis er høy forlengelse og triangularitet funksjonene som gir opphav til disse strømningene, så det er mulig at ST faktisk vil være mer økonomisk i denne forbindelse. Dette er et område med aktiv forskning.

Liste over ST -maskiner

Pensjonert

• Small Tight Aspect Ratio Tokamak (START), Storbritannia. Maskinvare som brukes til Proto-Sphera, Italia

Operasjonelt

• ST25 nettsted , Tokamak Energy , Storbritannia
• Mega Ampere Spherical Tokamak , MAST -nettstedet , Culham Center for Fusion Energy , Storbritannia
• Globus-M nettsted , Ioffe Institute , Russland
• NSTX , NSTX nettsted , Princeton Plasma Physics Laboratory , USA
• Proto-Sphera nettsted (bruker maskinvare fra START), ENEA , Italia
• TST-2 , University of Tokyo , Japan
• SUNIST , Tsinghua University , Kina
• PEGASUS , PEGASUS nettsted , University of Wisconsin - Madison , USA
• ETE -nettsted , National Space Research Institute , Brasil

Under konstruksjon

• URANIA -oppgradering fra Pegasus

Foreslått

• Sfærisk Tokamak for energiproduksjon (STEP), Storbritannia
• China Fusion Engineering Testing Reactor (CFETR)

Referanser

Sitater

Bibliografi

Eksterne linker

• Sfæriske Tokamaks - liste over ST -eksperimenter på tokamak.info (DØD lenke jan 2015)
• 2012 liste over ST -er
• Culham Center for Fusion Energy - sfæriske tokamakker i Culham, Storbritannia, inkludert detaljer om MAST- og START -eksperimentene