Tokamak
Un tokamak est une machine produisant un champ magnétique (beignet - shaped) de toroïdal du pour le confinant un plasma . Il est l'un de plusieurs types des dispositifs magnétiques d'emprisonnement de et du principal candidat pour produire l'énergie de fusion de .
Le tokamak de limite est une transcription du russe Токамак de mot du que lui-même est un acronyme fait à partir des mots russes : " ; то роидальная ка мерав ма гнитных к атушках" ( de à atushkakh ) - de k de gnitnykh de mA de mera v de ka de roidal'naya de au mber roidal du cha de en huiles gnetic du c de mA ( Tochamac ). Il a été inventé dans les années 50 par le soviétique Igor Yevgenyevich Tamm de physiciens du et le Andrei Sakharov (qui alternativement ont été inspirés par une idée originale de Oleg Lavrentyev ).
Le tokamak est caractérisé par symétrie (de rotation) azimutale et l'utilisation du courant de plasma de produire du composant hélicoïdal du champ magnétique nécessaire pour l'équilibre stable . Ceci peut être contrasté à un autre dispositif magnétique toroïdal d'emprisonnement, le stellarator , qui a (par exemple cinq fois autant) une symétrie de rotation discrète et dans ce qui tous les champs magnétiques de emprisonnement sont produits par les enroulements externes avec un courant négligeable traversant le plasma.
Histoire
Tandis que la recherche sur la fusion nucléaire commençait peu après la deuxième guerre mondiale , les programmes étaient au commencement classifiés par . Elle n'était pas jusqu'à après que la Conférence Internationale de des Nations Unies du 1955 sur les utilisations à des fins pacifiques de l'énergie atomique à Genève que des programmes ont été déclassée et collaboration scientifique internationale pourrait avoir lieu.La recherche expérimentale des systèmes de tokamak a commencé dans le 1956 dans l'institut , le Moscou de Kurchatov de par un groupe de scientifiques soviétiques menés par le Lev Artsimovich . Le groupe a construit les premiers tokamaks, le plus réussi de eux étant T-3 et son plus grand T-4 de version. T-4 a été examiné dans le 1968 dans le Novosibirsk , conduisant la première réaction de fusion thermonucléaire quasi stationnaire.
En 1968, à la troisième Conférence Internationale de l'AIEA sur la physique des plasmas et la recherche sur la fusion contrôlée au Novosibirsk , les scientifiques soviétiques ont annoncé qu'ils avaient réalisé les températures d'électron de plus de l'eV 1000 dans un dispositif de tokamak. Ces scientifiques britanniques et américains stunned, qui étaient lointains d'atteindre ce repère. Ils sont restés soupçonneux jusqu'à ce que des essais aient été faits avec le laser dispersant quelques ans après, confirmant les mesures originales de la température.
Puisque cette exécution était loin supérieure à obtenir dans des leurs dispositifs existants, la plupart des programmes de recherche de fusion ont rapidement commuté à employer des tokamaks. Le tokamak continue à être le dispositif le plus prometteur pour développer la puissance nette de la fusion nucléaire, reflété dans la conception du dispositif d'ITER de prochaine génération.
Conception toroïdale
Les ions et les électrons au centre d'un plasma de fusion sont très à températures élevées, et ont également de grandes vitesses. Afin de maintenir le processus de fusion, des particules du plasma chaud doivent être confinées dans la région Centre, ou le plasma se refroidira rapidement. Les dispositifs magnétiques de fusion d'emprisonnement exploitent le fait que les particules chargées dans un champ magnétique sentent une force de Lorentz et suivent les chemins hélicoïdaux le long des lignes de champ.
Les dispositifs tôt de recherches de fusion étaient des variantes sur le Z-pincent et ont employé un champ poloïdal du pour contenir le plasma (voir la figure ; le graphique central montre le champ poloïdal). Les chercheurs ont découvert que de tels plasmas sont à instabilités rapides enclines et perdent rapidement l'emprisonnement. Le tokamak présente un champ toroïdal du (voir la figure, le dessus) que fait à l'écurie de plasma assez qui ont soutenu la brûlure de fusion sont faisables. Les particules peuvent couler le parallèle (mais pas la perpendiculaire) à ce champ magnétique, les confinant sur une surface toroïdale.
Chauffage de plasma
Dans un réacteur à fusion d'opération, une partie de l'énergie produite servira à maintenir la température de plasma pendant que le deutérium et le tritium frais sont présentés. Cependant, dans le démarrage d'un réacteur, au commencement ou après un arrêt provisoire, le plasma devra être chauffé à sa température de fonctionnement de plus considérablement que 10 kev (plus de 100 millions de degrés de Celsius). Dans des expériences courantes de fusion magnétique de tokamak (et autre), de l'énergie insuffisante de fusion est produite pour maintenir la température de plasma.
Chauffage ohmique
Puisque le plasma est un conducteur électrique, il est possible de chauffer le plasma en induisant un courant par lui ; en fait, le courant induit qui chauffe le plasma fournit habituellement la majeure partie du champ poloïdal. Le courant est induit en augmentant lentement le courant par un enroulement électromagnétique lié avec le tore de plasma : le plasma peut être regardé comme enroulement secondaire d'un transformateur. C'est en soi un processus pulsé parce qu'il y a une limite au courant par le primaire. Les tokamaks doivent donc fonctionner pendant des périodes courtes ou se fonder sur des autres moyens du chauffage et de la commande courante (bien qu'il y a également d'autres limitations sur de longues impulsions). Le chauffage provoqué par le courant induit s'appelle le chauffage ohmique (ou résistif) ; c'est le même genre de chauffage qui se produit dans une ampoule électrique ou dans un radiateur électrique. La chaleur produite dépend de la résistance du plasma et du courant. Mais pendant que la température du plasma heated s'élève, la résistance diminue et le chauffage ohmique entre en vigueur moins. Il s'avère que la température maximum de plasma possible par le chauffage ohmique dans un tokamak est de 20-30 millions de degrés de Celsius. Pour obtenir encore les températures plus élevées, des méthodes de chauffage additionnelles doivent être employées.
injection de Neutre-faisceau
l'injection de Neutre-faisceau comporte l'introduction des atomes (rapidement en mouvement) de grande énergie dans le plasma ohmically-heated et magnétique-confiné. Les atomes sont ionisés pendant qu'ils traversent le plasma et sont emprisonnés par le champ magnétique. Les ions de grande énergie transfèrent alors une partie de leur énergie aux particules de plasma dans des collisions répétées, augmentant la température de plasma.
Compression magnétique
Un gaz peut être chauffé par compression soudaine. De la même manière, la température d'un plasma est augmentée si elle est comprimée rapidement en augmentant le champ magnétique de emprisonnement. Dans un système de tokamak cette compression est réalisée simplement en entrant le plasma dans une région d'un champ magnétique plus élevé (c., radialement vers l'intérieur). Puisque la compression de plasma réunit les ions plus étroits, le processus a l'avantage accessoire de faciliter l'accomplissement de la densité required pour un réacteur à fusion.
Chauffage de radiofréquence
Des ondes électromagnétiques électromagnétiques à haute fréquence sont produites par des oscillateurs (souvent par gyrotrons ou klystrons en dehors du tore. Si les vagues ont la fréquence correcte (ou la longueur d'onde) et la polarisation, leur énergie peut être transférée aux particules chargées dans le plasma, qui se heurtent à leur tour d'autres particules de plasma, de ce fait augmentant la température du plasma en bloc. Les diverses techniques existent comprenant le chauffage de la résonance de cyclotron d'électron (ECRH) et le chauffage de résonance de cyclotron d'ion.
Tokamaks expérimentaux
Actuellement en fonction
du (dans l'ordre chronologique du début des opérations) T-10 , dans l'institut de Kurchatov de , Moscou , Russie (autrefois Union Soviétique ) ; 2 MW ; en fonction depuis 1975
TEXTOR , dans le Jülich , Allemagne ; en fonction depuis 1978
Joint European Torus (GICLEUR) de , dans le Culham , Royaume-Uni ; 16 MW ; en fonction depuis 1983
ROULETTE , dans le Prague , République Tchèque ; en fonction depuis 1983 après reconstruction du Soviétique TM-1-MH
JT-60 , dans le Naka , préfecture , Japon d'Ibaraki de ; en fonction depuis 1985
ORAGE , université de de de Saskatchewan ; Canada en fonction depuis 1987 ; première démonstration de courant alternatif dans un tokamak.
Le a déchiré supra, au CEA , Cadarache , France ; en fonction depuis 1988
Aditya , à l'institut de pour la recherche (IRP) de plasma dans le Goudjerate , Inde ; en fonction depuis 1989
DIII-D , dans le San Diego , Etats-Unis ; fonctionné par le Général de Atomics depuis les fin des années 1980
FTU , dans le Frascati , Italie ; en fonction depuis 1990
Mise à niveau du ASDEX, dans le Garching , Allemagne ; en fonction depuis 1991
C-Mod , MIT , Cambridge , Etats-Unis d'Alcator de de ; en fonction depuis 1992
Configuration d'à de tokamak variable (TCV), au EPFL , Suisse ; en fonction depuis 1992
TCABR , à l'université de de Sao Paulo , Sao Paulo , Brésil ; ce tokamak a été transféré à partir des plasmas de DES de physique d'en de DES Recherches de centre de dans le Suisse ; en fonction depuis 1994.
HT-7 , dans le Hefei , Chine ; en fonction depuis 1995
MÂT , dans le Culham , Royaume-Uni ; en fonction depuis 1999
EST (HT-7U), dans le Hefei , Chine ; en fonction depuis 2006
Précédemment actionné
Alcator A et Alcator C, MIT, Etats-Unis ; en fonction de 1975 jusqu'en 1982 et de 1982 jusqu'en 1988, respectivement. TFTR , Université de Princeton , Etats-Unis de ; en fonction de 1982 jusqu'en 1997
T-15 , dans l'institut de Kurchatov de , Moscou, Russie (l'ex-Union soviétique) ; 10 MW ; en fonction de 1988 jusqu'en 2005
Tokamak électrique d'UCLA de , dans le Los Angeles , Etats-Unis ; en fonction de 1999 à 2005
Tokamak de Varennes ; Varennes , Canada ; en fonction de 1987 jusqu'en 1999 ; fonctionné par le Hydraulique-Québec et utilisé par des chercheurs d'en d'Institut de Recherche Électricité du Québec (IREQ) et Institut National de la Recherche Scientifique (INRS)
DÉBUT à Culham, Royaume-Uni ; en fonction de 1991 jusqu'en 1998
Prévu
KSTAR , dans le Daejon , Corée du Sud ; début d'opération prévu en 2008 ITER , dans le Cadarache , France ; 500 MW ; début d'opération prévu en 2016
SST-1 , dans l'institut de pour le Gandhinagar , Inde des recherches de plasma ; opération de 1000 secondes ; actuellement étant réuni
Voir également
La section sur des paramètres sans dimensions de dans les tokamaks dans l'article sur la graduation de plasma de Mode Bord-Localisé par
.
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