A tokamak egy kísérleti mágneses szülés eszköz feltárása fizika plazmák és lehetőségei energiát termelő nukleáris fúzió . Kétféle, jelentősen eltérő tulajdonságokkal rendelkező tokamak létezik, a hagyományos torikus tokamak (a cikk tárgya) és a gömb alakú tokamak .
Ez egy olyan technológia fejlesztése jelölt központi energiatermelés által a nukleáris fúzió elvét alkalmazó hőcserélő folyadékkal. Mindazonáltal először meg kell bizonyítani az ITER segítségével, hogy a fúziós reakciók által előállított energia magasabb marad, mint a plazma állapotban tartásához (ezen fúziós reakciók végrehajtásához) fenntartott energia.
Fantázia a korai 1950-es években a fizikusok szovjet Igor Tamm és Andrej Szaharov egy eredeti ötlet a fizikus Oleg Lavrentiev , a betűszó tokamakon származik az orosz „тороидальная камера с магнитными катушками” ( a roidalnaïa ka mera s én gnitnymi k atouchkami : a francia , toroid kamra mágneses tekercsekkel). Találkozunk - ritkábban - a tokomak helyesírással . Az első tokamakot T1 néven a moszkvai Kurchatov Intézetben építették .
A jövőbeni ITER tokamakon méri 29 méter magas és 28 méter átmérőjű és körülbelül 23.000 tonna mérjük.
A tokamak belsejében az atommagok fúziójával keletkező energiát hő formájában abszorbeálja az üres kamra falai. A hagyományos erőművekhez hasonlóan a fúziós erőmű is ezt a hőt használja fel gőz előállítására, majd turbinákon és generátorokon keresztül villamos energia előállítására. A fúzió lehetővé teszi, hogy két atom nagyon könnyű (pl. Deutérium és trícium ) nehezebb atomokat hozzon létre. A reakció soha nem megy el, mert nem láncreakció. A tokamak legkisebb porja megállítja a reakciót. Ez az átalakulás tömeghibát eredményez, amely energia formájában nyilvánul meg ( E = mc 2 ahol E a joule-ban termelt energia, m az eltűnt tömeg kg-ban és c a fény sebessége vákuumban, m / s-ban). Ez a felesleges energia válhat a felesleges hőt, ami által konvekciós lehetne alakítani villamos útján gőz turbina hozzákapcsolva egy generátor ; az ITER deutérium-trícium keverék (D-T) ekvimoláris alkalmazását biztosítja.
A magfúzióhoz 2 mag szükséges a találkozáshoz. Ezért:
Egy másik kritérium a plazma természetes hűtési sebessége, amikor a melegítést leállítják. Minél nagyobb a plazma, annál inkább csökken a „felszínen lévő atomok száma” és a „belüli atomok száma” aránya. Végül jobban megtartja a meleget, és hosszabb ideig tart a lehűlés. Ezt a lehűlési időt „bezárási időnek” nevezik, és ez különösen a tokamak gigantizmusáért folyó versenyt magyarázza.
Fúziós reakciót akkor kapunk, amikor 2 atommag találkozik. A Föld természetes állapotában azonban a magokat elektronikus felhő veszi körül, az egész atomot alkot. A mag pozitív töltésű, az elektronikus felhő pedig negatív (az atom globálisan semleges). Amint egy mágnes déli vagy északi pólusa taszítja egymást, az elektronikus felhők taszítják egymást, és védőhéjat képeznek az atommagok számára. Az első lépés a magok elválasztása az elektronikus felhőtől. Két módszer létezik: vagy a nyomás csökkentése (mint a neonfényeknél), vagy a gáz melegítése (mint a lángban).
A második lépés abból áll, hogy egy kamrát nagyon alacsony nyomáson betöltenek egy deutérium / trícium gázzal (a reagensek) (csak néhány gramm anyag elegendő a tokamak kamra egyenletes "kitöltéséhez"). Ebben az esetben a bezárás mechanikus. A gázt ezután mikrohullámú sütővel melegítik (ugyanaz az elv, mint a háztartási készülék): elkezd veszíteni elektronokat. A plazma által elért hőmérséklet gyorsan veszélyes lesz a kamra falának anyagaira.
A kihívás az, hogy a tokamak szívében levő plazmát korlátozott térfogatban és minden szilárd elemtől, különösen a kamra falától (amely a hő hatására azonnal megégne vagy megolvadna) szabályoznánk.
A kezdeti koncepció egyszerű: korlátozza a részecskéket egy csökkentett térbe, a kamra belsejébe (a plazmát ezután vákuum választja el a falaktól).
Radiális tartály (mágnesszelep)A plazma töltött részecskékből (ionok és elektronok) áll; utóbbiak azonban nagyon könnyen elhatárolhatók egy mágneses mezőben, mert csak az utóbbira merőlegesen mozoghatnak. Ezért biztosítjuk, hogy a kamra hosszú csővé váljon, amelyet elektromos huzaltekercs vesz körül, amely mágnesszelepet képez. Ez a mágnesszelep sugárirányú teret hoz létre (a cső sugara mentén), és a Lorentz-erőnek köszönhetően a részecskék csak merőleges irányban mozoghatnak: a cső tengelyében. Ez az irány megfelel a mágneses mezőnek. Ez a mágneses tér a részecskéket a cső végei felé fogja tolni: az egyik oldalon az ionok, a másikon az elektronok.
Pontosabban azt is figyelembe kell vennünk, hogy:
Ezért csak az elszigetelési probléma felét oldottuk meg, mert nem volt bennünk a cső vége. Ennek a problémának a kiküszöbölése érdekében a cső magára van zárva, és torust hoz létre. Ennek az eszköznek azonban van egy hátránya: a mágneses tér nem olyan homogén, mint egy mágnesszelepnél. A tekercs fordulatai a tórus nagy sugárának szintjén (kívül) kevésbé feszesek, mint a belső fordulatok: minél jobban eltávolodik az anyag a tórus közepétől, annál kevésbé van kitéve a mágneses mezőnek . Három jelenség jelenik meg:
Végül ez az utóbbi két jelenség elmozdítja a spirált úgy, hogy egy fordulat után a részecskék már nem találhatók ugyanazon a helyen: merőlegesen eltolódtak a tórusra (mindig ellentétes irányban, attól függően, hogy az ionokat vagy az elektronokat nézzük-e) ).)
Poloidális elszigetelésEzért szükség van egy harmadik elzárásra, amely arra kényszeríti a részecskéket, hogy egy fordulat után ugyanazon a helyen térjenek vissza. A megoldás a plazma elcsavarása. Ezután létre kell hozni egy olyan erőt, amely képes a részecskék tórusát önmagára fordítani (így a nagy sugár kicsi lesz és fordítva ). Két megoldás létezik:
Ennek a mágneses mezőnek a létrehozására, amely a tórusz körül forog, Lorentz egyenletei azt sugallják, hogy elektromos áramnak kell áramlania a tórus mentén. Az ionizált plazma természetesen gyűrű alakú vezetőt képez. Ezután ezt a gyűrűt tekintsük egy fordulatból álló transzformátor másodlagosnak. Koncentrikusan a tórusra és az utóbbi körül kör alakú tekercsekkel fogunk kialakítani a transzformátor elsődleges részét. Ezért ezeket a tekercseket tápláló áram váltakozik egy hertz nagyságrendű frekvenciával.
Nevezhettük volna ezt a mezőt körtérnek, de mint az előző bekezdésben látható, egy tokamak tórusa középen lapított, metszete már nem kör, hanem lapított kör, ami a poloid változata . Ezért a használt kifejezés poloidális mező.
LégörvényA mágneses bezárás körültekintése ellenére a plazma mikroszkopikus és makroszkopikus turbulenciának kitett folyadék , amelynek nagyon fontos következményei vannak.
A mikroszkopikus turbulencia , amely a részecskék egymás elleni hatásához kapcsolódik, felkavarja a plazmát és elősegíti a lehűlést (például kanállal forgatva egy levesben). A plazma magas hőmérséklete azt jelenti, hogy ez a turbulencia jelentős hatást gyakorol a bezárási időre és ezért a reaktor általános hatékonyságára.
A makroszkopikus turbulencia akkor fordul elő, ha ez az egész plazma mozog. oszcillálhat, megközelítheti a falat, vagy akár hullámok is áthaladhatnak rajta. Ha az anyag érintkezik a fallal, beszélünk a veszteség a szülés ( szülés zavar angolul), vagy általában zavar . Ha azonban a kiemelkedések megérintik a tokamak falát, akkor az utóbbit erősen felmelegíti és intenzív elektromos áramok haladják át (kapcsolódva a poloidális tekercsek által kiváltott áramokhoz). A következmények egészen a reaktor integritásának elvesztéséig terjedhetnek.
A magfúziós reakció előállításához az anyagot nagyon magas hőmérsékletre (kb. 150 millió Celsius fok ) kell felmelegíteni . Ilyen körülmények között az elektronok teljesen elválnak a magjuktól - az atom állítólag ionizálódik . Ezután az anyag új állapotba kerül: a plazma állapotába .
Az ilyen hőmérsékletek elérése érdekében számos módszert teszteltek:
A jövő fúziós reaktoraiban a szükséges hőmérsékletet ezen módszerek kombinációjával lehet elérni.
Az energiamérleget a "Q" tényező határozza meg, amely megfelel a fúzióval felszabaduló energia és az elfogyasztott energia hányadosának, a következőkkel:
Különböző fázisok kapcsolódnak a plazma bezárásához és hőmérsékleti szintjéhez:
Jelenleg a JET tartja a legmagasabb Q-tényező rekordját, amelynek Q = 0,65. Az épülő ITER reaktor elméletileg várhatóan eléri a Q = 10 értéket (és a folyamatos üzem közben a Q = 5 értéket).
A tokamak kemence (fűtés) és mágneses palack (bezárás) szerepe mellett 2 elemmel is felszerelhető: egy trícium takaróval és egy „ terelővel ”.
A trícium takaró a tokamak falának egy része lítiummal van bevonva, amely a fúziós reakció eredményeként létrejövő neutronokkal érintkezve tríciumot termel (lítium hasadásával). Ennek a megoldásnak az az előnye, hogy nem igényli a trícium tárolását (előállítása nagyon költséges, radioaktív és rövid élettartammal rendelkezik).
A divertor a reakció végén következik be, hogy elhajoljon (angolul " divert "), és elválasztja a plazma hulladékot a reakciótól (különösen a héliumtól). Az elválasztót általában a tórusz aljára helyezik, majd a tórust lefelé nyújtják (a poloid második deformációja). Ez a konfiguráció lehetővé teszi, hogy a divertorral érintkezve kevésbé fontos plazmaáramlás legyen. Ez utóbbi rendszeresen elhelyezett "célpontokból" áll, amelyek elzárják a plazma áramlását. Az elválasztó mechanikai és termikus feszültségei rendkívüli mértékűek. A terelő felszerelhető trícium bevonattal.
Ha kifejlesztenének egy ilyen technológiát, annak előnyei lennének:
Ez a technológia még mindig a kutatási és kísérleti szakaszban van:
A zavarok az első tokamak megvalósulása óta ismert jelenségek. Ezek meghatározása szerint a tokamak plazmák bezárásának erőszakos és nagyon gyors veszteségei (kb. 20 ms), amelyek a tokamak szerkezetének károsodásához vezethetnek. Termikus töltéseket generálnak a plazma felé néző alkatrészeken, elektromágneses erőket a gép szerkezeteiben, és relativisztikusan leválasztott elektronokat hoznak létre, amelyek képesek perforálni a vákuumkamrát ” .
Ha a szökés kockázata (abban az értelemben, ahogyan ezt a maghasadási reakció szempontjából értjük) eleve nem áll fenn, akkor a háromdimenziós instabilitás megjelenésének kockázata, amelyet „ megszakításnak ” nevezünk, elkerülhetetlen és az ITER projekt felismeri, körülmények között is.normális működés. Anomália detektáló rendszer és egy csillapító rendszer nélkül a plazma erodálhat, deformálódhat, tönkretehet vagy megolvaszthat bizonyos fedőmodulokat. A mérnökök ezért arra törekednek, hogy jobban megértsék a gyors részecskék és a tórikus mágneses fúziós plazma turbulenciájának kölcsönhatásait . Az ITER projekt megvalósítói a legújabb modellek és a „ mérnöki törvények ” alapján megbecsülik, hogy ezek kezelhetők ( nemesgázok hatalmas injektálásával a Tokamak gyűrűbe). Az ITER-t ennek ellenére progresszív erőkkel kell tesztelni, mivel instabilitás esetén jelentős és destruktív energiaáramok keletkezhetnek, a robbanásveszélyes erózió lehetőségével a tokamak fal moduljai számára; a fúziós reaktor tokamakjában keletkező forró plazma (T = 1-20 keV) másképpen hat a grafitra és a takaró volfrámjára, legfeljebb 140 MJ / m energiaárammal. 2 képes támadni a tetőfedő anyagokat, amelyek „alacsonyabb hőmérsékletű, de azonos energiasűrűségű plazma hatására sokkal magasabb értékekkel bírnak, mint az erózió esetén . Végül az e balesetek okozta károkat, részecskéket és atomi méretű eróziós törmelékeket képesnek kell lennie a fertőtlenítő rendszer által az energiatermelés céljából történő működéssel összeegyeztethető időszakokban helyrehozni és megtisztítani.
A JET-hez nemrég egy gyors zavarcsillapító szelepet adtak a masszív gázinjekcióval történő csillapítás tanulmányozásához. Lehetővé tette többféle típusú gáz és az injektálási sebesség hatásainak tanulmányozását, tekintettel a késésekre és azok csillapítási hatékonyságára.
Két újabb tézis (Reux 2010 és Thornton 2011) szerint minél erősebb a tokamak, annál fontosabb következményekkel jár a plazma instabilitása. A tokamak minden generációja nagyobb intenzitást használ. Az ITER megszakadása esetén egy rövid kisütés körülbelül 11 millió ampert érhet el, egyfajta villámcsapás hatására néhány tíz cm-es területen, azzal a kockázattal, hogy a tetőfedő anyagot sokkal nagyobb mértékben tönkreteszi. mint az első kísérleti tokamakban, még a tórus feszessége is. Az értekezés által képviselt Andrew Thornton, a University of York a2011. január, "A következő generációs tokamakok megszakításainak következményei súlyosak, és egy tokamaki erőmű megszakadásának következményei katasztrofálisak lennének . "
Ezeket a tokamakok következő generációi, köztük az ITER "fő kockázataként" mutatják be , amelyek sokkal erősebbek lesznek, mint az előzőek, és amelyek nem képesek elviselni a megszakítások kalória- és elektromágneses hatásait, valamint az elektronáramlást. - nagy energiával leválasztott (elszabadult elektronok) .
Kezelés és a megszakítások amortizációjaA jövőbeni kísérleti reaktorok (vagy a jövőben rendszeresen áramtermelésre szánt, továbbra is elméleti jövőbeli tokamakak) tervezői ma úgy vélik, hogy nem tudják elkerülni a zavarokat. Ezért igyekeznek "csillapítani" őket, vagyis korlátozni romboló hatásukat (két újabb tézis foglalkozott ezzel a témával, a Tore Supra és a JET tokamakokban elvégzett modellek és kísérletek alapján ). Ehhez a mérnökök különösen masszív gázbefecskendező rendszereket terveznek, amelyeknek elég korán és meglehetősen egyenletesen injektálva (a megszakadás néhány milliszekundumban bekövetkezhet, és a plazma ekkor nagyon turbulens) fékezniük és / vagy teljesen gátolniuk kell a nagy energiájú, leválasztott elektronok.
Egy ipari reaktor üzemeltetése jelentős mennyiségű tríciumot emésztene fel (56 kg / GWth és év).
Az első kísérletekhez elegendőnek kell lennie a meglévő CANDU reaktorok által előállított készletnek . Ekkor a tervek szerint a fúziós reaktorok a trícium saját gyártásával kísérleteznek: a neutronfluxus által öntözött „ trícium takaró ” elegendő tríciumot képes előállítani a tokamak szükségleteihez.
Az egyik megoldás, amelyet Majeski Richárd gondol, az, hogy folyékony lítium gátat képez a plazma körül. Ehhez már teszteltünk egy 40 MeV fluxust, amely behatolt egy 15 m / s sebességgel keringő folyékony lítium fluxusból (Li cél) álló célpontba, és meg kell kísérleteznünk egy 20 m / s sebességgel keringő folyékony lítium fluxus stabilitását. s vákuum alatt (10- 3 Pa ) egy telepítés (ELTL), amely tartalmaz 5 m 3 folyékony lítium. Az ITER-ben normál üzemben ezt a lítiumot neutronfluxussal kell bombázni, amelynek becsült értéke nagy négyzetcentiméter / másodperc alatt kibocsátott nagy energiájú neutron.
Ez az öntermelés azonban nagyon problematikus, mert a neutronmérleg nagyon kedvezőtlen. Ennek oka, hogy a trícium-atom lítiumból történő előállítása neutront emészt fel , és ennek az atomnak a későbbi fúziója csak egy neutront eredményez. A neutronok elkerülhetetlen szivárgásának kompenzálásához valahogy szükséges egy olyan köztes lépés bevezetése, amely megsokszorozza a neutronok számát.
A neutronmérleget növelni kell neutronszorzó anyagok, például ólom vagy berillium , vagy akár hasadó izotópok hozzáadásával . Ennek a megoldásnak az a hátránya, hogy ugyanolyan típusú nukleáris hulladékot termel, mint a jelenlegi atomerőművek, annak ellenére, hogy a magfúzió célkitűzései között szerepel a „tiszta” energia.
A trícium felveti a problémát, hogy nagy a diffúziója különböző anyagokban (jelentős a szivárgás és az anyagokban történő felszívódás veszélye). Ez tovább bonyolítja ezen anyagok és a trícium-fertőtlenítő rendszerek ( detritáció ) kiválasztását. Egy olyan létesítményhez, mint az ITER, több elzáró gátra és tríciumkezelésre lesz szükség minden alkatrészben, beleértve a trícium jelenlétét. Szükség van légköri és szellőztető rendszerekre , amelyek magukban foglalják a létesítmény teljes egészében ennek a gáznak szánt egységét, amelyet „Tritium épületnek” neveznek, és amelyet kifejezetten a deutérium-trícium üzemanyag kezelésére fordítanak.
A neutronfluxus aktiváló radioaktivitást vált ki a plazmát körülvevő anyagokban (a központi oszlop és a gyűrű védőlapjai, amelyek a bennük lévő lítium bombázásával az egyik megtartott oldat egyikében is segítik a trícium termelését), és a plazmában bekövetkező rendellenességek időszakosan károsíthatják a fal elemeit (különösen nagy energiájú részecskék bombázásával), amelyeket aztán meg kell tudni változtatni.
Michèle Rivasi európai parlamenti képviselő szerint nem nyújtottak biztosítást egy ilyen típusú baleset fedezésére, ha annak pusztulásához vezethet a környezet tríciummal, vagy berilliummal, ólommal, beépített lítiummal, 4 nagyon mérgező termékkel történő szennyeződése.
Körülbelül 200 tokamakot építettek szerte a világon.
Néhány ma is működő tokamak listája:
Első prototípusok:
Sok más tapasztalat van, mindegyiknek megvan a maga sajátossága:
Közelgő tokamakok: Számos tokamakot építenek vagy terveznek egy ipari tokamak életképességének tanulmányozása érdekében, amely lehetővé teszi a villamos energia alacsony költségű és ökológiai előállítását:
A tokamak célja a plazmák bezártságának ellenőrzése. Ennek más módszerei is vannak.