Магнітне утримання плазми (, MCF) — це підхід до отримання енергії термоядерного синтезу, який використовує магнітні поля для утримання термоядерного палива у формі плазми. Магнітне утримання є однією з двох основних галузей досліджень контрольованого синтезу, поряд з інерційно-утримуваним синтезом.
Реакції синтезу для реакторів зазвичай поєднують легкі атомні ядра дейтерію та тритію з утворенням альфа-частинки (ядро гелію-4) та нейтрона, де енергія вивільняється у вигляді кінетичної енергії продуктів реакції. Щоб подолати електростатичне відштовхування між ядрами, паливо повинно мати температуру сотень мільйонів кельвінів, при якій паливо повністю іонізується та перетворюється на плазму. Крім того, плазма повинна мати достатню щільність, а енергія повинна залишатися в області реакції протягом достатнього часу, як це визначено критерієм Лоусона (потрійний добуток). Висока температура плазми синтезу виключає використання матеріальних резервуарів для безпосереднього стримування. Магнітний синтез намагається використовувати фізику руху заряджених частинок для стримування частинок плазми шляхом застосування сильних магнітних полів.
Токамаки та стеларатори є двома провідними кандидатами на розробку пристроїв MCF на сьогодні. Дослідження використання різних магнітних конфігурацій для утримання термоядерної плазми розпочалося в 1950-х роках. Ранні прості дзеркальні та тороїдальні машини показали невтішні результати низького утримання. Після розсекречення досліджень термоядерного синтезу Сполученими Штатами, Великою Британією та Радянським Союзом у 1958 році, Курчатовський інститут повідомив про прорив у розробці тороїдальних пристроїв. Його токамак продемонстрував температуру понад 10 мільйонів кельвінів і мілісекунд часу утримання, що підтвердила британська команда, яка прибула до США/ Відтоді токамаки стали домінуючим напрямком досліджень у світі, будуються та експлуатуються JET, TFTR та JT-60. Експеримент з токамаком ITER, що будується, має на меті продемонструвати наукову беззбитковість, і стане найбільшим у світі пристроєм MCF.
Експерименти з дейтерій-тритієвою плазмою на установці TFTR'Results from deuterium-tritium Tokamak confinement experiments' R.J. Hawryluk, 1998 Reviews of Modern Physics {\bf 70} 537 https://doi.org/10.1103/RevModPhys.70.537 у 1993–1996 роках забезпечили сумарне виділення 1,6 ГДж енергії термоядерного синтезу. Пікова потужність синтезу досягла 10,3 МВт, що відповідало приблизно 3.7 x 10 реакцій за секунду, а найбільша енергія, отримана за один плазмовий розряд, становила 7,6 МДж. Подальші експерименти на JET досягли пікової потужності синтезу 16 МВт (близько 5.8 x 10 реакцій за секунду) під час кампанії DTE1'High fusion power steady state operation in JET DT plasmas' L.D. Horton, et al., Nuclear Fusion 39 993 DOI 10.1088/0029-5515/39/8/304, а в межах нещодавньої експериментальної кампанії DTE3 було отримано 69 МДж енергії за один розряд при використанні приблизно 0,2 мг суміші дейтерію та тритію.
Поточний рекорд потужності термоядерного синтезу, що генерується пристроями MCF, належить JET. У 2021 році JET підтримував коефіцієнт посилення Q = 0,33 протягом 5 секунд та виробив 59 мегаджоулів енергії/ Рекорд коефіцієнта посилення становив 0,67, досягнутий у 1997 році, а коефіцієнт посилення в плазмовому Q для цього розряду розрахований як 1,3 за допомогою інтегрованого коду моделювання TRANSP.
Хоча перші стеларатори з низькими показниками утримання плазми, створені у 1950-х роках, поступилися токамакам після їхніх початкових успіхів, інтерес до стелараторів згодом відновився завдяки їхній природній здатності працювати у стаціонарному, безперервному режимі, на відміну від токамаків. Найбільший у світі експериментальний стеларатор Wendelstein 7-X розпочав експлуатацію у 2015 році.
Одним із завдань досліджень MCF є розробка та екстраполяція плазмових сценаріїв на умови електростанцій, де необхідно підтримувати хороші показники термоядерного синтезу та обмеження енергії. Активно вивчаються потенційні рішення інших проблем, таких як вихлоп диверторної потужності, зменшення перехідних процесів (порушення, втеча електронів, режими локалізації на краях), обробка потоку нейтронів, розмноження тритію та фізика палаючої плазми.
Розробка нових технологій у діагностиці плазми, управлінні в реальному часі, матеріалах, що контактують з плазмою, потужних джерелах мікрохвильового випромінювання, вакуумній техніці, кріогеніці та надпровідних магнітах є важливими в дослідженнях MCF.
Типи
Магнітні дзеркала На початковому етапі досліджень термоядерної енергетики основна увага приділялася системам із магнітним дзеркалом. Більшість ранніх дзеркальних установок були призначені для утримання плазми поблизу центральної частини неоднорідного магнітного поля, створеного соленоїдом, у якому напруженість магнітного поля зростала до обох кінців установки. Щоб залишити область магнітного утримання, частинки плазми повинні були потрапити до вузької кільцевої області поблизу кожного з магнітів. Було відомо, що через ці області відбуватимуться втрати частинок, однак вважалося, що їх можна компенсувати безперервним введенням палива та його постійним нагріванням.
У 1954 році Едвард Теллер виступив з доповіддю, в якій виклав теоретичну проблему, яка передбачала, що плазма також швидко виходитиме вбік через поля обмеження. Це відбувалося б у будь-якій машині з опуклими магнітними полями, які існували в центрі дзеркальної області. Існуючі машини мали інші проблеми, і було незрозуміло, чи відбувається це насправді. У 1961 році радянська команда переконливо продемонструвала, що ця нестабільність у формі гойдалки дійсно має місце, а коли американська команда заявила, що не спостерігає цієї проблеми, радянські вчені перевірили свій експеримент і зазначили, що це пов'язано з простою помилкою приладів.
Радянська команда також запропонувала потенційне розв'язання цієї проблеми у вигляді «стрижнів Іоффе». Вони змінювали форму магнітного поля так, щоб плазма мала увігнуту геометрію в усіх точках, що дозволяло уникнути нестабільностей, на які вказував Теллер. Це призвело до суттєвого покращення утримання плазми. Згодом британська команда запропонувала простішу конфігурацію таких магнітів, яку назвали «тенісним м’ячем», а в США вона отримала назву «бейсбольний м’яч». Було створено кілька установок бейсбольного типу, які продемонстрували значно покращені характеристики утримання. Проте теоретичні розрахунки показали, що максимальна кількість енергії, яку такі системи могли б виробляти, була б приблизно еквівалентною енергії, необхідній для живлення самих магнітів. Тому як практичне джерело енергії магнітне дзеркало вважалося тупиковим напрямом.
У 1970-х роках було розроблено рішення. Розмістивши бейсбольну котушку на будь-якому кінці великого соленоїда, весь вузол міг утримувати набагато більший об'єм плазми і, таким чином, виробляти більше енергії. Розпочалися плани будівництва великого пристрою з такою конструкцією "тандемного дзеркала", який став Випробувальною установкою для дзеркального синтезу (MFTF). Оскільки раніше ніколи не використовувалася ця схема, для її тестування була побудована менша машина - Експеримент з тандемним дзеркалом (TMX). TMX продемонстрував нову серію проблем, які свідчили про те, що MFTF не досягне своїх цільових показників, і під час будівництва MFTF був модифікований на MFTF-B. Однак через скорочення бюджету, через день після завершення будівництва MFTF його було законсервовано. З того часу дзеркала зазнали мало розвитку.
Тороїдальні машини
Z-подібний пінч Перша реальна спроба побудувати керований термоядерний реактор використовувала ефект пінча в тороїдальному контейнері. Великий трансформатор, що обгортав контейнер, використовувався для індукції струму в плазмі всередині. Цей струм створює магнітне поле, яке стискає плазму в тонке кільце, таким чином "стискаючи" її. Поєднання джоулевого нагрівання струмом та адіабатичного нагрівання під час стискання підвищує температуру плазми до необхідного діапазону в десятки мільйонів градусів Кельвіна.
Першу таку установку було побудовано у Великій Британії в 1948 році, після чого у Великій Британії та США була створена серія дедалі більших і потужніших машин. Однак усі ранні установки виявилися схильними до сильних нестабільностей у плазмі. Однією з найважливіших була кінкова нестабільність, яка спричиняла сильні коливання стисненого плазмового кільця та його зіткнення зі стінками камери задовго до досягнення необхідних температур. Проте сама концепція була настільки простою, що для розв'язання цих проблем було докладено значних зусиль.
Це призвело до концепції «стабілізованого пінчу», яка передбачала додавання зовнішніх магнітів для «надання плазмі опори» під час її стиснення. Найбільшою такою машиною був британський реактор ZETA, завершений у 1957 році, який, здавалося, успішно забезпечував синтез. Лише через кілька місяців після його публічного оголошення у січні 1958 року ці твердження довелося відкликати, коли було виявлено, що спостерігані нейтрони були створені новими нестабільностями в масі плазми. Подальші дослідження показали, що будь-яка така конструкція зіткнеться з подібними проблемами, і дослідження з використанням підходу z-пінчу здебільшого завершилися.
Стеларатори Ранньою спробою побудувати систему магнітного обмеження був стеларатор, представлений Лайманом Спітцером у 1951 році. По суті, стеларатор складається з тора, розрізаного навпіл, а потім з'єднаного назад за допомогою прямих "перехресних" секцій, утворюючи фігуру вісімки. Це призводить до поширення ядер зсередини назовні під час обертання навколо пристрою, тим самим компенсуючи дрейф поперек осі, принаймні, якщо ядра обертаються досить швидко.
Невдовзі після створення перших установок у формі вісімки було виявлено, що подібного ефекту можна досягти в повністю круговій конфігурації шляхом додавання другого набору спірально намотаних магнітів з обох боків. Така схема створювала магнітне поле, яке частково проникало в плазму, що виявилося важливою перевагою завдяки виникненню «зсуву», який пригнічував турбулентність у плазмі. Однак після побудови більших установок на основі цієї концепції стало очевидно, що плазма залишала систему значно швидше, ніж передбачалося, причому швидкість втрат була набагато більшою, ніж можна було компенсувати подачею нового палива.
До середини 1960-х років підхід зі стеларатором здавалося глухим кутом. Окрім проблем із втратою палива, було також розраховано, що машина для виробництва енергії на основі цієї системи буде величезною, майже 300 метрів завдовжки. Коли токамак був представлений у 1968 році, інтерес до стеларатора зник, і остання розробка Принстонського університету, модель C, зрештою була перетворена на симетричний токамак.
Стеларатори знову викликали інтерес на початку нового тисячоліття, оскільки вони дозволяють уникнути кількох проблем, які згодом виявилися в токамаках. Були побудовані новіші моделі, але вони приблизно на два покоління відстають від найновіших конструкцій токамаків.