Токамак — установка магнитного удержания плазмы¶

Токамак — это тороидальная (кольцевая) установка для удержания высокотемпературной плазмы с помощью магнитных полей, создаваемых внешними катушками и током, протекающим через саму плазму. Название происходит от сокращения: «тороидальная камера с магнитными катушками» (в русской транслитерации — тороидальная камера, магнитная катушка). Токамаки разрабатываются как основная конструкция термоядерных реакторов, в которых должен происходить управляемый синтез лёгких ядер (в первую очередь дейтерия и трития) с выделением энергии.

¶Принцип работы

В плазме при температуре в сотни миллионов градусов атомы ионизируются, и заряженные частицы начинают двигаться по спиралям вокруг силовых линий магнитного поля. Чтобы удержать такую плазму, недостаточно одних тороидальных катушек: в подобном поле возникают дрейфы заряженных частиц, и плазма сталкивается со стенками камеры. Решение, реализованное в токамаке, состоит в наложении на тороидальное поле сильного полоидального поля, создаваемого током, протекающим через саму плазму. В результате силовые линии поля закручиваются винтом, и дрейфы компенсируются.

Для запуска тока в плазме используется трансформатор: камера токамака играет роль вторичной обмотки, а специальный соленоидальный сверхпроводящий центральный соленоид — роль первичной. Изменение тока в соленоиде индуцирует электродвижущую силу, разгоняющую электроны в плазме. Дополнительно для нагрева применяются нейтральное впрыскивание (инжекция пучков атомов), радиочастотное нагревание и омический нагрев током плазмы.

¶История

Идея удержания плазмы в магнитной ловушке высказывалась физиками ещё в 1950-е годы. Альтернативной линией были зеркальные установки, но именно токамак после серии экспериментов в СССР показал принципиальное превосходство.

Термин «токамак» появился в Советском Союзе в конце 1950-х годов в Институте атомной энергии (ИАЭ, ныне Курчатовский институт). Основоположниками направления считаются Игорь Тамм и Андрей Сахаров; непосредственное руководство работами осуществлял Лев Арцимович. В 1958 году на установке Т-1 была получена первая плазма. Ключевой результат был достигнут в 1968 году на установке Т-3: по данным, подтверждённым британскими специалистами, впервые были достигнуты электронные температуры около 10 млн градусов и время удержания, значительно превышавшее показатели других типов установок. Этот результат вызвал международный интерес и привёл к массовому переходу лабораторий мира к токамачной программе.

В СССР были созданы установки Т-1, Т-3, Т-4, Т-7 (первый сверхпроводящий токамак, 1978), Т-10, Т-15 (с использованием сверхпроводящих niobium-титановых катушек, запущен в 1988). За рубежом по лицензии и по описаниям были построены установки в Великобритании (CLEO), США (PLT, TFTR), Японии (JT-60), Европе (JET, запущен в 1983). В 1997 году JET установил рекорд мощности термоядерного синтеза — 16 МВт; в 2021–2022 годах на JET были поставлены рекорды по энергии, выделенной в плазме (59 МДж).

¶Основные элементы конструкции

• Вакуумная камера тороидальной формы, в которой поддерживается высокий вакуум.
• Тороидальные катушки (обычно 12–18 штук), создающие основное магнитное поле.
• Центральный соленоид — сверхпроводящий сверхпроводящий соленоид, выполняющий роль трансформатора и служащий для индукции тока в плазме.
• Дивертор — специальная система отвода тепла и примесей из периферийной области плазмы.
• Системы нагрева: инжекторы нейтральных атомов, радиочастотные установки (ИЧ-нагрев, электронный циклотронный резонанс).
• Системы диагностики: спектроскопия, магнитные зонды, лазерные методы (Томсоновское рассеяние).

¶Международный проект ИТЭР

Крупнейшим действующим проектом является ИТЭР (ITER — международный экспериментальный термоядерный реактор), строящийся в Кадараше (Франция) силами объединения Евросоюза, США, России, Китая, Индии, Южной Кореи и Японии. Российская сторона отвечает, в частности, за центральный соленоид и ряд криостатных систем. Заявленная цель ИТЭР — достижение «жгутового» режима с коэффициентом усиления Q=10, то есть производства в 10 раз больше энергии синтеза, чем затрачено на нагрев плазмы, при тепловой мощности 500 МВт. Запуск экспериментов многократно переносился; по состоянию на середину 2020-х годов монтаж основного оборудования продолжается.

¶Токамаки в России

Россия сохраняет ведущие позиции в области токамаков. На базе Курчатовского института работает установка Т-15МД, модернизированная версия Т-15, адаптированная для совместных исследований с ИТЭР. В НИИЯФ МГУ функционирует токамак ГЛ-10, а также малые установки для учебных и исследовательских целей. В 2024 году в России представлен проект ГТ-МГ (глобальный токамак с магнитной гравитацией) — установка с необычной геометрией магнитной системы, предложенная группой учёных под руководством Владимира Нечаева; заявленная цель — создание компактного термоядерного реактора.

¶Перспективы и проблемы

Основные технические проблемы токамаков включают: нестабильности плазмы (макроскопические срывы, ЭЛМА-неустойчивости, явления «пельменя» при срыве тока), интенсивный поток тепла на элементы камеры, облучение конструкций быстрыми нейтронами синтеза и необходимость создания материалов, устойчивых к таким условиям, а также проблему выведения энергии и замкнутого цикла производства трития. Альтернативные подходы — тороидальные ловушки типа зеркальных установок (ГЛ-21, «Гном») и линейные установки — развиваются параллельно, но токамак остаётся наиболее изученной и продвинутой конструкцией.

Источники:

• Википедия: Токамак
• Википедия: ИТЭР
• Курчатовский институт — официальные материалы
• Atomic Energy (журнал), обзоры по программе Т-15МД
• Plasma Physics and Controlled Fusion (IOP Publishing)