Tokamak: Zawieranie gwiazdy za pomocą polei magnetycznych

Konfinowanie gwiazdy w torcie

Fuzja izotopów hyperidru z heliumem wydaje ogromną ilość energii, ale tylko jeśli można utrzymać plasma na temperaturze 100-150 milionów kelwin — dziesięć razy wyższą niż jądro Słońca — długą i gęstą do tego stopnia, aby jądra zderzały się i fuzjonowały szybciej niż plasma straci ciepło. Żadna twarda substancja nie przetrwa kontaktu z taką plasma, więc musi być utrzymywana w miejscu za pomocą polech magnetycznych. Tokamak (akronim rosyjski oznaczający „toroidalna komora ze spętanymi pętlami magnetycznymi”), wynaleziony w Związku Sowieckim w latach 50., realizuje to poprzez skrzyżowanie pola konfinującego w formę zamkniętego torca, tak aby linie pola nigdy nie docierły do ściany — cząstka ładunkowa gyrowana po liencie pola krużoną wokół torusa nieskończony czasem.

Dlaczego jedynie toroidalny pole nie jest wystarczające

Proste toroidalne pole w kształcie toru same w sobie nie konfinuje plazmy, ponieważ pole jest silniejsze na wnętrzu toru (małym promieniu głównym) niż na zewnątrz — linie pola są tam gęściej ułożone. Ta gradientowa zależność sprawia, że jonki i elektryczne cząstki przemieszczają się w przeciwnych kierunkach pionowo, co powoduje powstanie pole elektrycznego, które w konsekwencji prowadzi do drgawek E×B, które naciskają całą plazmę na zewnątrz, prosto na ścianę. Rozwiązaniem jest dodanie drugiego komponentu pola — poloidalnego, który obwodzi torus krótką ścieżką po jego małym obwodzie. Znajdowanie się w połączeniu toroidalnego i poloidalnego komponentów każda linia pola spiraliarnie obwodzi torus na ścieżce helikoidalnej, co oznacza, że cząstka, która follows ją, prócz tego, że zaszkoli się zarówno wewnątrz jak i zewnątrz toru, przesunięcia pionowe neutralizują się na średnim poziomie.

B_total = B_toroidal (long way around, the donut hole)
        + B_poloidal (short way around, the donut's cross-section)

resultant field lines trace helices on nested toroidal "flux surfaces"

Safety factor q

Jaka jest ścisłość helisowy, to mierzone jest przez safety factor q, który jest przybliżonym iloczynem liczb razy tyle razy linia pola okrąża torus w długiej kierunku, ile razy okrąża go w krótkiej. Niski safety factor (tightly wound helix) jest podatny na agresywne instabilności krzywizny i rozdrość; klasyka granica Kruskala-Szafranowa wymaga q > 1 przy brzegu plasma dla podstawowej stabilności, a rzeczywiste urządzenia obowiązkowo działają z safety factor brzegowego wokół 3 do 5. W tokamaku poloidalny pole generowany jest głównie poprzez przeprowadzenie ogromnej prądu elektrycznego bezpośrednio przez sam plasma (do milionów amper), co również cieplno ogrzewa plasma podczas uruchomienia.

Mapy Poincaré i powierzchnie fluxu

Dzięki temu, że heliks linii pola jest deterministyczny, a torus okresowy, najprostszym sposobem na wykazanie struktury jest mapa Poincaré: prorzucaj pojedyncze przekroje poloidalne co raz, gdy linia pola przechodzi przez nie, i powtarzaj to kilka razy pookoła torusa. Jeśli konfinowanie jest dobre, porywcze tracą kształt zamkniętych krzywych — powierzchni fluxu — podobnych do pętli ziołowych, a ciśnienie i temperatura plasma są stałe na każdej z nich. Jeśli linie pola w miejsce tego ruchają się i wypełniają obszarami, zamiast tracąc kształt zamkniętego krzywej, to jest znakiem chaosu magnetycznego — nadmiernych rezonansów, które pozwalają ciepłu i cząstkom przenikać między powierzchniami szybciej niż oczekiwane. To jedna z głównych praktycznych problemów w konfinowaniu fuzji magnetycznej.

Z fizyki tokamaka do ITER

Kryterium Lawson ustala próg dla reakcji fuzyjnej autonomej ('zakochanej'): iloczyn gęstości plasma, czas konfinowania i temperatury musi przekroczyć pewien próg, więc reaktor musi być jednocześnie ciepły, gęsty i dobrze izolowany przez wystarczająco długą chwilę. W rzeczywistych tokamakach dodawane są dodatkowe spowalniające pola magnetyczne do kontroli kształtu przekroju plasma (długość i trójkątność poprawiają stabilność i konfinowanie), dodatkowa ciepłowodzmotrowanie poza ciepłem ohmicznym (wstrzykiwanie neutralnych cząsteczek, ciepłowodzmotrowanie optycznej częstotliwości) do przekroczenia praktycznego granicznego limitu temperatury ciepła ohmicznego, oraz odwolniki do kierowania ciepłem wydzielonym i impurencjami od jądra plasma. ITER, w budowie w Francji, jest zaprojektowany jako pierwszy tokamak, który będzie produceował znacząco więcej mocy fuzyjnej niż moc wprowadzana do ciepłenia plasma, osiągając cel nazywany breakeven.

Często zadawane pytania

Wypróbuj na żywo

Wszystko powyżej działa bezpośrednio w Twojej przeglądarce — otwórz Tokamak — Magnetic Confinement Fusion i zmieniaj parametry podczas działania. Nic nie jest instalowane ani przesyłane na serwer, cały model działa w jednej karcie.