і генерації струму плазми від максимально наближеного до магнітної осі (ON-AXIS) до найбільш віддаленого (OFF-AXIS) відповідно. На рис. 6 також зазначено відстань від центру джерела атомів пучка до найближчої до осі установки точки R=Rтанг (31,95214 м) і від джерела до першої стінки (25,47884 м). Початок осі інжекції зміщене щодо центрирующей площині установки Z=0 вгору на відстань Zцен=1,44261 м. Подальша деталізація геометрії інжекції в розрахункових моделях зазвичай зводилася або до завдання расходимости пучка щодо осі з гауссових розподілом інтенсивності по зенітному кутку, або завданням двовимірних розподілів інтенсивності інжекції в характерних перпендикулярних перетинах (футпрінтах). При помітних розмірах джерела іонів пучка, необхідних для забезпечення заданої потужності інжекції, обидва зазначених способу дають відчутну погрішність, в першу чергу, при обчисленні напрямку швидкості швидкої частинки в точці іонізації.
Системи додаткового нагріву плазми і підживлення її паливом займають значний простір навколо реактора. Якщо нагрів плазми здійснюється пучками швидких атомів, то радіаційний захист повинна оточувати весь ІНЖЕК тор, що незручно для розташування обладнання в реактор ном залі і обслуговування реактора. Системи нагріву струмами високої частоти в цьому сенсі привабливіше, так як їх пристрої введення (антени) більш компактні, а генератори можуть бути встановлені за межами реакторного залу. Дослідження на токамаках і розробка конструкції антен дозволять зробити остаточний вибір системи нагріву плазми.
Існуючі рішення
Нижче наведені приклади такомаков, де використовується СВЧ-нагрів і інжекція нейтралів.
ТМ - 3. ТМ - 3 - перший у світі TOKAMAK з класичної схемою: вакуумна камера - металевий тор; магнітна система - котушки полоідальним і тороїдального полів. ТМ - 3 був побудований в 1962 р На ньому вперше були проведені експерименти по СВЧ-нагрівання плазми (1970-1974 рр.)
Таблиця 1. Основні параметри токамака ТМ - 3.
Великий радіус тора, см40Малий радіус тора, см8Напряженность магнітного поля, кГс35Ток плазми, кА70Частота, ГГц30Длітельность імпульсу, c0.1Мощность додаткового нагріву, кВт100 T - 11. Т - 11 - перша російська установка з додатковим нагріванням плазми за допомогою інжекції пучка швидких нейтральних атомів. Будівництво токамака завершилося в 1975 г.Установка Токамак Т - 11 - Один з реально діючих в даний час Російських токамаков, призначений для проведення експериментів на підтримку Програм Російської Федерації по УТС та проекту ІТЕР.
Установка не вимагає великих матеріальних витрат в порівнянні з великими термоядерними установками. На установці ведеться дослідження іонно-циклотронного нагріву плазми, вивчення динаміки зриву розряду, відпрацювання нових діагностик плазми, дослідження матеріалів першої стінки.
Таблиця 2. Основні параметри токамака T - 11.
Великий радіус тора, см70Малий радіус тора, см20Ток розряду, кА180Ток в плазмі, МА0.1Температура плазми, еВ400-600Плотность плазми, см - 37 · 1013Температура іонів, еВ700Температура електронів, еВ800Дополнітельний нагрів (НІ), МВт1
На установці Т - 11М, що входить до складу даного комплексу, ведуться дослідження фізичних процесів у обосновання досвідченого термоядерного реактора.
При проведенні експериментів за програмою УТС розроблений і створений спектрометр швидких нейтронів на основі алмазного детектора, за допомогою якого вперше в світі було виміряно спектр енергетичного розподілу і анізотропія спектрів нейтронного випромінювання високотемпературної дейтерій-тритиевой плазми токамака і розроблені радіаційно-стійку засоби вимірювання потоків і доз іонізуючих випромінювань.
Дослідження динаміки імпульсної високотемпературної плазми, що проводяться за програмою УТС, дозволили також розробити нові методи зміцнення матеріалів (зменшення мікрошорсткості поверхневого шару, зниження коефіцієнта тертя, підвищення стійкості до корозії в агресивних середовищах і ін.) І створити для цього ряд відповідних пристроїв. Переваги методу плазмової обробки продемонстровані на багатьох промислових деталях. Найближчими аналогами можуть служити найбільші у світі діючі Токамаки: Об'єднаний Європейський Токамак JET (Англія) і Токамак JT - 60U (Японія).
Найбільш важлива частина ITER - сам токамак і всі службові приміщення - будуть розташовуватися на майданчику в 1 кілометр завдовжки і 400 метрів шириною. Передбачається, що будівництво триватиме до 2017 . Основна робота на цьому етапі виконується під керівництвом французького агентства ITER,.
У цілому споруди ITER будуть являти собою 60-метровий колос масою 23 тис. тонн.
Технічні дані. ITER відноситься до термоя...
