Cтраница 1
Дополнительный нагрев плазмы 3, инициирование реакции синтеза и поддержание этой реакции в период паузы возможны также с помощью генераторов высокочастотных магнитных полей. [1]
Необходимость дополнительного нагрева плазмы для достижения термоядерных температур была осознана уже на ранней стадии исследований по управляемому синтезу. Сюда относятся, прежде всего, методы ВЧ-нагрева плазмы в различных диапазонах волн, и соответствующие эксперименты проводились в течение многих лет. [2]
В экспериментах с дополнительным нагревом плазмы появляются некоторые новые особенности в теплопереносе электронов, причем меняются зависимости от параметров. Самым удобным подходом для обсуждения этих особенностей является размерностный анализ. Он показывает, что помимо ( 10) в игру могут вступать другие безразмерные параметры, а именно / 30, / Зт, zv Зависимость от этих параметров может быть учтена в виде некоторого фактора усиления потерь по сравнению с потерями в омическом режиме. [3]
В последние годы методы дополнительного нагрева плазмы весьма интенсивно развивались и опробовались на разнообразных токамаках. [4]
На рис. 2 не показаны средства дополнительного нагрева плазмы - они находятся за пределами основного зала токамака. Не показаны также системы охлаждения сверхпроводящих обмоток и системы теплоотвода реактора. [5]
Еще более четко это проявилось при мощном дополнительном нагреве плазмы с возможностью изменения профиля вклада мощности. Эти эксперименты показали, что плазма стремится сохранить профиль распределения температуры по радиусу, изменяя соответствующим образом величину электронной теплопроводности. В частности, если выбрать некоторую точку по радиусу, где градиент температуры максимален, и сравнить два режима Т-10 с нагревом по центру и за пределами этого радиуса, то из-за малости изменения градиента температуры различие соответствующих значений УС достигает порядка величины. [6]
Для достижения более высоких температур используются методы дополнительного нагрева плазмы. [7]
Хотя за последнее время было проведено много экспериментов по мощному дополнительному нагреву плазмы токам аков, соответствующая экспериментальная информация еще не очень обширна. [8]
Необходимость дополнительного не омического нагрева плазмы для достижения термоядерных температур была осознана уже на ранней стадии исследований по управляемому синтезу. Первые успешные опыты по дополнительному нагреву плазмы в токамаках были проведены в начале 70 - х гг. на установках ТМ-3 в ИАЭ им. [9]
В частности, уменьшение масштаба вызывает усиление омической диссипации и может привести к дополнительному нагреву плазмы. [10]
Поиски оптимальных параметров плазмы токамака составляют часть обширной программы исследований на установках этого типа. Сюда относятся и исследования физических явлений, приводящих к переносу частиц и тепла поперек магнитного поля, и изучение методов дополнительного нагрева плазмы с помощью ускоренных пучков нейтральных атомов или СВЧ-радиоволн, и поиски методов контроля и снижения уровня примесей в плазме токамака, и изучение оптимальных магнитных конфигураций. Все это в целом приводит к быстрому росту наших знаний о свойствах высокотемпературной плазмы, а это, в свою очередь-к улучшению параметров плазмы. Вспомним, что к настоящему времени получена температура ионов, равная 13 млн град при джоулевом нагреве на Т-10 и 60 млн град при дополнительном нагреве на американской установке ПЛТ. А для реактора требуется температура 70 - 80 млн град. [11]
В отличие от сопротивления обычных проводников сопротивление плазмы очень быстро уменьшается с температурой, и поэтому по мере роста температуры эффективность джоулева нагрева падает. С одной стороны, это хорошо: уменьшаются заботы по поддержанию вихревого электрического поля, необходимого для протекания постоянного тока, Но, с другой стороны, появляется новая проблема: для достижения температуры выше 10 млн град нужно обеспечить дополнительный нагрев плазмы. [12]
Токамаки TFTR, Т-15 и Tore-Supra имеют плазму круглого сечения, а в JET и JT-60 плазма имеет более привлекательную форму с вытянутым поперечным сечением и возможностью работы с дивертором. На двух из семейства больших токам аков - Т-15 и Tore-Supra - используются сверхпроводящие обмотки катушек тороидального магнитного поля: в Т-15 на основе перспективного интерметаллида ниобий-олово, а в Tore-Supra обмотки сделаны на основе ниобий-титана с охлаждением сверхтекучим гелием. Все установки оборудованы теми или иными средствами дополнительного нагрева плазмы. [13]
Для стабилизации плазменного витка используется тороидальное магнитное поле. Комбинация магнитного и электрического полей создает наилучшие на сегодня условия для удержания плазмы. В силу огромной проводимости плазмы при высокой температуре ее нагрев только за счет электрического тока до температуры, необходимой для начала реакции, практически невозможен. Одним из методов дополнительного нагрева плазмы является инжекция в плазму нейтральных атомов дейтерия - трития. [14]