uređaj za izvođenje reakcije termonuklearne fuzije u vrućoj plazmi u kvazi-stacionarnom režimu, pri čemu se plazma stvara u toroidnoj komori i stabilizuje magnetnim poljem. Svrha instalacije je pretvaranje intranuklearne energije u toplinu, a zatim u električnu. Sama riječ "tokamak" je skraćenica za naziv "toroidalna magnetna komora", ali su kreatori instalacije "g" na kraju zamijenili s "k" kako ne bi izazivali asocijacije na nešto magično.

Čovjek dobiva atomsku energiju (i u reaktoru i u bombi) dijeljenjem jezgra teških elemenata na lakše. Energija po nukleonu je maksimalna za gvožđe (tzv. „maksimum gvožđa“), i od tada maksimum u sredini, tada će se energija oslobađati ne samo pri raspadu teških elemenata, već i pri kombinaciji lakih elemenata. Ovaj proces se naziva termonuklearna fuzija i odvija se u hidrogenskoj bombi i fuzijskom reaktoru. Postoje mnoge poznate termonuklearne reakcije i reakcije fuzije. Izvor energije mogu biti oni za koje postoji jeftino gorivo, a moguća su dva fundamentalno različita načina pokretanja fuzijske reakcije.

Prvi način je "eksplozivan": dio energije se troši na dovođenje vrlo male količine tvari u potrebno početno stanje, dolazi do reakcije sinteze, a oslobođena energija se pretvara u pogodan oblik. Zapravo, ovo je hidrogenska bomba, teška samo miligram. Atomska bomba se ne može koristiti kao izvor početne energije, ona nije “mala”. Stoga se pretpostavljalo da će milimetarska tableta deuterijum-tricijumskog leda (ili staklena kugla sa komprimovanom mešavinom deuterijuma i tricijuma) biti ozračena sa svih strana laserskim impulsima. Gustoća energije na površini mora biti takva da se gornji sloj tablete, koji se pretvorio u plazmu, zagrije do temperature na kojoj pritisak na unutrašnje slojeve i zagrijavanje unutrašnjih slojeva same tablete postaju dovoljni za reakcija sinteze. U tom slučaju puls mora biti toliko kratak da supstanca, koja se u nanosekundi pretvorila u plazmu sa temperaturom od deset miliona stepeni, nema vremena da se razleti, već pritisne unutrašnjost tablete. Ova unutrašnjost je komprimirana do gustine sto puta veće od gustine čvrstih tijela i zagrijana na sto miliona stepeni.

Drugi način. Polazne tvari se mogu zagrijavati relativno sporo - pretvorit će se u plazmu, a zatim se u nju može unijeti energija na bilo koji način, sve dok se ne steknu uvjeti za početak reakcije. Da bi se termonuklearna reakcija odvijala u mješavini deuterija i tricija i da bi se dobio pozitivan energetski izlaz (kada je energija oslobođena kao rezultat termonuklearne reakcije veća od energije koja se troši na ovu reakciju), potrebno je stvoriti plazmu sa gustinom od najmanje 10 14 čestica/cm 3 (10 5 atm.), i zagrejati je na približno 10 9 stepeni, dok plazma postaje potpuno jonizovana.

Takvo zagrijavanje je neophodno kako bi se jezgre mogle približiti jedna drugoj, uprkos Kulonovom odbijanju. Može se pokazati da se za dobijanje energije ovo stanje mora održati najmanje sekundu (tzv. „Losonov kriterijum“). Preciznija formulacija Lawsonovog kriterija: proizvod koncentracije i vremena održavanja ovog stanja trebao bi biti reda veličine 10 15 cm cm 3. Glavni problem je stabilnost plazme: u sekundi će imati vremena da se proširi mnogo puta, dodirne zidove komore i ohladi.

Međunarodna zajednica je 2006. godine započela izgradnju pokaznog reaktora. Ovaj reaktor neće biti pravi izvor energije, ali je koncipiran tako da će se nakon njega, ako sve bude u redu, moći početi sa izgradnjom „energetskih“, tj. termonuklearni reaktori namijenjeni za uključivanje u elektroenergetsku mrežu. Najveći fizički projekti (akceleratori, radio teleskopi, svemirske stanice) postaju toliko skupi da se razmatranje dvije opcije ispostavlja nepriuštivim čak i za čovječanstvo koje je ujedinilo svoje napore, pa se mora napraviti izbor.

Početak rada na kontrolisanoj termonuklearnoj fuziji trebalo bi da datira u 1950. godinu, kada su I. E. Tamm i A. D. Saharov došli do zaključka da se kontrolisana termonuklearna fuzija (CTF) može realizovati pomoću magnetnog zatvaranja vruće plazme. U početnoj fazi, rad u našoj zemlji odvijao se na Institutu Kurchatov pod vodstvom L.A. Artsimovicha. Glavni problemi se mogu podijeliti u dvije grupe: problemi nestabilnosti plazme i tehnološki problemi (čisti vakuum, otpornost na zračenje itd.) Prvi tokamaci nastali su 1954-1960. godine, sada je u svijetu izgrađeno više od 100 tokamaka. Šezdesetih godina prošlog vijeka pokazalo se da samo zagrijavanje prolaznom strujom („omsko zagrijavanje“) ne može dovesti plazmu do temperature fuzije. Činilo se da je najprirodniji način povećanja energetskog sadržaja plazme metoda eksternog ubrizgavanja brzih neutralnih čestica (atoma), ali je tek 1970-ih postignut neophodan tehnički nivo i izvedeni su pravi eksperimenti pomoću injektora. Danas se najperspektivnijim smatra zagrijavanje neutralnih čestica injekcijom i elektromagnetnim zračenjem u mikrovalnom opsegu. Institut Kurčatov je 1988. godine izgradio predreaktorski tokamak T-15 sa supravodljivim namotajima. Od 1956. godine, kada je tokom posjete N.S.Hruščova Velikoj Britaniji, I.V.Kurčatov najavio implementaciju ovih radova u SSSR-u. Rad u ovoj oblasti zajednički provodi nekoliko zemalja. 1988. SSSR, SAD, Evropska unija i Japan započeli su projektiranje prvog eksperimentalnog reaktora tokamak (instalacija će biti izgrađena u Francuskoj).

Dimenzije projektovanog reaktora su 30 metara u prečniku i 30 metara u visini. Očekivani rok izgradnje ove instalacije je osam godina, a radni vek 25 godina. Zapremina plazme u instalaciji je oko 850 kubnih metara. Struja plazme 15 megaampera. Termonuklearna snaga instalacije je 500 megavata i održava se 400 sekundi. U budućnosti se očekuje povećanje ovog vremena na 3000 sekundi, što će omogućiti izvođenje prvih pravih studija fizike termonuklearne fuzije (“termonuklearnog sagorijevanja”) u plazmi u reaktoru ITER.

Lukyanov S.Yu. Vruća plazma i kontrolirana nuklearna fuzija. M., Nauka, 1975
Artsimovich L.A., Sagdeev R.Z. Fizika plazme za fizičare. M., Atomizdat, 1979
Hegler M., Christiansen M. Uvod u kontroliranu fuziju. M., Mir, 1980
Killeen J. Kontrolisana termonuklearna fuzija. M., Mir, 1980
Boyko V.I. Kontrolirana termonuklearna fuzija i problemi inercijalne termonuklearne fuzije. Soros obrazovni magazin. 1999, br

Tokamak se ne drži zidovima komore, koji nisu u stanju da izdrže temperaturu potrebnu za termonuklearne reakcije, već posebno stvoreno kombinirano magnetsko polje - toroidno vanjsko i poloidno polje struje koja teče kroz plazma kabel. U poređenju sa drugim instalacijama koje koriste magnetno polje za ograničavanje plazme, upotreba električne struje je glavna karakteristika tokamaka. Struja u plazmi osigurava zagrijavanje plazme i održavanje ravnoteže plazma filamenta u vakuumskoj komori. Na ovaj način, tokamak se posebno razlikuje od stelaratora, koji je jedna od alternativnih shema zatvaranja u kojoj se i toroidna i poloidalna polja stvaraju pomoću vanjskih magnetskih zavojnica.

Reaktor Tokamak se trenutno razvija u sklopu međunarodnog naučnog projekta ITER.

Enciklopedijski YouTube

• 1 / 5

  Prijedlog za korištenje kontrolirane termonuklearne fuzije u industrijske svrhe i specifičnu shemu koja koristi toplinsku izolaciju visokotemperaturne plazme električnim poljem prvi je formulirao sovjetski fizičar O. A. Lavrentijev u radu sredinom 1950-ih. Ovaj rad je poslužio kao katalizator za sovjetsko istraživanje o problemu kontrolirane termonuklearne fuzije. A.D. Saharov i I.E. Tamm su 1951. godine predložili modifikaciju sheme, predlažući teorijsku osnovu za termonuklearni reaktor, gdje bi plazma imala oblik torusa i bila bi zatvorena magnetnim poljem. Istovremeno, istu ideju su predložili američki naučnici, ali je bila "zaboravljena" sve do 1970-ih.

  Trenutno se tokamak smatra najperspektivnijim uređajem za implementaciju kontrolirane termonuklearne fuzije.

  Uređaj

  Tokamak je toroidalna vakuumska komora na koju su zavojnice namotane kako bi se stvorilo toroidno magnetsko polje. Vazduh se prvo ispumpava iz vakuumske komore, a zatim se puni mešavinom deuterija i tricijuma. Zatim koristeći induktor u komori se stvara vrtložno električno polje. Induktor je primarni namotaj velikog transformatora, u kojem je tokamak komora sekundarni namotaj. Električno polje uzrokuje protok struje i paljenje u plazma komori.

  Struja koja teče kroz plazmu obavlja dva zadatka:

  • zagreva plazmu na isti način kao i bilo koji drugi provodnik (omsko zagrevanje);
  • stvara magnetno polje oko sebe. Ovo magnetno polje se zove poloidal(odnosno, usmjereno duž linija koje prolaze stubovi sferni koordinatni sistem).

  Magnetno polje komprimira struju koja teče kroz plazmu. Kao rezultat, formira se konfiguracija u kojoj spiralne linije magnetskog polja "uvijaju" plazma kabel. U ovom slučaju, korak za vrijeme rotacije u toroidnom smjeru ne poklapa se sa korakom u poloidalnom smjeru. Pokazalo se da su magnetne linije nezatvorene beskonačno mnogo puta, formirajući takozvane “magnetne površine” toroidnog oblika.

  Za stabilno zadržavanje plazme u takvom sistemu neophodno je prisustvo poloidnog polja. Budući da nastaje povećanjem struje u induktoru, a ne može biti beskonačan, vrijeme stabilnog postojanja plazme u klasičnom tokamaku je i dalje ograničeno na nekoliko sekundi. Da bi se ovo ograničenje prevazišlo, razvijene su dodatne metode održavanja struje. U tu svrhu može se koristiti ubrizgavanje u plazmu ubrzanih neutralnih atoma deuterijuma ili tricijuma ili mikrovalno zračenje.

  Osim toroidnih zavojnica, potrebne su dodatne za kontrolu plazma kabela. poloidno polje zavojnice. Oni su prstenasti zaokreti oko vertikalne ose komore tokamaka.

  Samo zagrijavanje zbog protoka struje nije dovoljno da se plazma zagrije do temperature potrebne za termonuklearnu reakciju. Za dodatno zagrijavanje koristi se mikrovalno zračenje na takozvanim rezonantnim frekvencijama (na primjer, koje se poklapaju sa ciklotronskom frekvencijom elektrona ili iona) ili ubrizgavanjem brzih neutralnih atoma.

  Tokamak (TORoidalna komora sa magnetnim zavojnicama) je toroidalna instalacija za zadržavanje magnetne plazme. Plazmu ne drže zidovi komore, koji nisu u stanju da izdrže njenu temperaturu, već posebno stvoreno magnetsko polje. Posebna karakteristika tokamaka je korištenje električne struje koja teče kroz plazmu za stvaranje poloidnog polja neophodnog za ravnotežu plazme. To ga razlikuje od stelaratora, u kojem se i toroidno i poloidno polje stvaraju pomoću magnetnih zavojnica.

  Priča

  Termin "tokamak" su skovali ruski fizičari Igor Evgenijevič Tamm i Andrej Dmitrijevič Saharov 50-ih godina kao skraćenicu za frazu "toroidalna komora sa magnetnim zavojnicama". Prvi tokamak razvijen je pod vodstvom akademika L.A. Artsimovicha na Institutu za atomsku energiju nazvanog po. I. V. Kurčatova u Moskvi i demonstrirao 1968. u Novosibirsku.

  Trenutno se tokamak smatra najperspektivnijim uređajem za implementaciju kontrolirane termonuklearne fuzije.

  Uređaj

  Tokamak je toroidalna vakuumska komora na koju su zavojnice namotane kako bi se stvorilo (toroidalno) magnetsko polje. Vazduh se prvo ispumpava iz vakuumske komore, a zatim se puni mešavinom deuterija i tricijuma. Zatim se pomoću induktora stvara vrtložno električno polje u komori. Induktor je primarni namotaj velikog transformatora, u kojem je tokamak komora sekundarni namotaj. Električno polje uzrokuje da struja teče i zapali plazma komoru.

  Struja koja teče kroz plazmu obavlja dva zadatka:

  Zagreva plazmu na isti način kao i bilo koji drugi provodnik (omsko zagrevanje).
  - Stvara magnetno polje oko sebe. Ovo magnetsko polje naziva se poloidno (to jest, usmjereno duž linija koje prolaze kroz polove sfernog koordinatnog sistema).

  Magnetno polje komprimira struju koja teče kroz plazmu. Kao rezultat, formira se konfiguracija u kojoj spiralne linije magnetskog polja "uvijaju" plazma kabel. U ovom slučaju, korak za vrijeme rotacije u toroidnom smjeru ne poklapa se sa korakom u poloidalnom smjeru. Pokazalo se da su magnetne linije nezatvorene beskonačno mnogo puta, formirajući tzv. “magnetne površine” toroidnog oblika.

  Za stabilno zadržavanje plazme u takvom sistemu neophodno je prisustvo poloidnog polja. Budući da nastaje povećanjem struje u induktoru, a ne može biti beskonačan, vrijeme stabilnog postojanja plazme u klasičnom tokamaku je ograničeno. Da bi se ovo ograničenje prevazišlo, razvijene su dodatne metode održavanja struje. U tu svrhu može se koristiti ubrizgavanje ubrzanih neutralnih atoma deuterijuma ili tricijuma ili mikrovalno zračenje u plazmu.

  Pored toroidnih zavojnica, potrebne su dodatne zavojnice poloidnog polja za kontrolu plazma kabla. Oni su prstenasti zaokreti oko vertikalne ose komore tokamaka.

  Samo zagrijavanje zbog protoka struje nije dovoljno da se plazma zagrije do temperature potrebne za termonuklearnu reakciju. Za dodatno grijanje koristi se mikrovalno zračenje na tzv. rezonantne frekvencije (na primjer, koje se poklapaju sa ciklotronskom frekvencijom elektrona ili jona) ili ubrizgavanje brzih neutralnih atoma.

  Kontrolisana termonuklearna fuzija

  
  

  Sunce je prirodni termonuklearni reaktor

  Kontrolirana termonuklearna fuzija (CTF) je sinteza težih atomskih jezgara iz lakših u cilju dobivanja energije koja je kontrolirana u prirodi, za razliku od eksplozivne termonuklearne fuzije (koja se koristi u termonuklearnom oružju). Kontrolirana termonuklearna fuzija razlikuje se od tradicionalne nuklearne energije po tome što potonja koristi reakciju raspada, tijekom koje se lakše jezgre proizvode od teških jezgara. Glavne nuklearne reakcije koje se planiraju koristiti za postizanje kontrolirane termonuklearne fuzije koristit će deuterijum (2H) i tricij (3H), a dugoročno, helijum-3 (3He).

  Sudbina termonuklearne fuzije

  Ideja o stvaranju fuzijskog reaktora nastala je 1950-ih godina. Tada je odlučeno da se od toga odustane, jer naučnici nisu mogli riješiti mnoge tehničke probleme. Prošlo je nekoliko decenija prije nego što su naučnici uspjeli "natjerati" reaktor da proizvede bilo koju količinu termonuklearne energije.

  

  Dijagram Međunarodnog termonuklearnog reaktora (ITER)

  Odluka o dizajnu Međunarodnog termonuklearnog reaktora (ITER) donesena je u Ženevi 1985. godine. U projektu učestvuju SSSR, Japan, SAD, ujedinjena Evropa i Kanada. Nakon 1991. učesnicima se pridružio Kazahstan. Tokom 10 godina, mnogi elementi budućeg reaktora proizvedeni su u vojno-industrijskim preduzećima u razvijenim zemljama. Na primjer, u Japanu su razvili jedinstveni sistem robota sposobnih da rade unutar reaktora. U Rusiji su kreirali virtuelnu verziju instalacije.

  Godine 1998. Sjedinjene Države su iz političkih razloga prestale da finansiraju svoje učešće u projektu. Nakon što su republikanci došli na vlast i počeli nestanci struje u Kaliforniji, Bushova administracija najavila je povećanje ulaganja u energiju. Sjedinjene Američke Države nisu imale namjeru da učestvuju u međunarodnom projektu i bile su angažovane na sopstvenom termonuklearnom projektu. Početkom 2002. savjetnik predsjednika Busha za tehnologiju John Marburger III rekao je da su Sjedinjene Države promijenile mišljenje i namjeravaju se vratiti projektu.

  Po broju učesnika projekat je uporediv sa drugim velikim međunarodnim naučnim projektom - Međunarodnom svemirskom stanicom. Trošak ITER-a, koji je ranije dostigao 8 milijardi dolara, tada je iznosio manje od 4 milijarde. Kao rezultat povlačenja Sjedinjenih Država iz učešća, odlučeno je da se snaga reaktora smanji sa 1,5 GW na 500 MW. Shodno tome, cijena projekta je također smanjena.

  U junu 2002. godine u ruskoj prijestolnici održan je simpozijum „Dani ITER-a u Moskvi“. Razgovaralo se o teorijskim, praktičnim i organizacionim problemima oživljavanja projekta, čiji uspjeh može promijeniti sudbinu čovječanstva i dati mu novu vrstu energije, uporedivu po efikasnosti i ekonomičnosti samo sa energijom Sunca.

  Ako se učesnici dogovore oko lokacije stanice i početka njene izgradnje, tada će, prema prognozi akademika Velikhova, prva plazma biti dobijena do 2010. godine. Tada će biti moguće započeti izgradnju prve termonuklearne elektrane, koja bi, pod povoljnim okolnostima, mogla da proizvede prvu struju 2030. godine.

  U decembru 2003. godine, naučnici uključeni u projekat ITER okupili su se u Washingtonu kako bi konačno odredili lokaciju njegove buduće izgradnje. Agencija Frans pres javila je, pozivajući se na jednog od učesnika sastanka, da je odluka odložena za 2004. godinu. Sljedeći pregovori o ovom projektu će se održati u maju 2004. godine u Beču. Reaktor će početi da se gradi 2006. godine, a planirano je da bude pušten u rad 2014. godine.
  

  Princip rada

  Termonuklearna fuzija je jeftin i ekološki prihvatljiv način proizvodnje energije. Nekontrolisana termonuklearna fuzija se dešava na Suncu milijardama godina – helijum nastaje iz teškog izotopa vodika deuterijuma. Ovo oslobađa kolosalnu količinu energije. Međutim, ljudi na Zemlji još nisu naučili da kontrolišu takve reakcije.

  

  Plazma u fuzijskom reaktoru

  ITER reaktor će koristiti izotope vodika kao gorivo. Tokom termonuklearne reakcije, energija se oslobađa kada se laki atomi spoje u teže. Da bi se to postiglo, gas se mora zagrejati na temperaturu od preko 100 miliona stepeni – mnogo više od temperature u centru Sunca. Gas se na ovoj temperaturi pretvara u plazmu. Istovremeno se atomi izotopa vodika spajaju, pretvarajući se u atome helija uz oslobađanje velikog broja neutrona. Elektrana koja radi na ovom principu koristit će energiju neutrona koju usporava sloj guste materije (litij)

  Izgradnja stanice će trajati najmanje 10 godina i 5 milijardi dolara. Francuska i Japan se takmiče za prestižno pravo da budu domovina energetskog giganta.

  Mjesto gradnje

  Kanada, Japan, Španija i Francuska dale su predloge da se reaktor locira na njihovoj teritoriji.

  Kanada opravdava potrebu da se reaktor smjesti na svoju teritoriju činjenicom da se upravo u ovoj zemlji nalaze značajne rezerve tritijuma, koji je otpadni proizvod nuklearne energije. Izgradnja termonuklearnog reaktora omogućit će njihovo odlaganje.

  U Japanu, prema agenciji Kyodo Tsushin, tri prefekture su se očajnički borile za pravo da izgrade reaktor u svojoj zemlji. Istovremeno, stanovnici sjevernog ostrva Hokaido protivili su se njegovoj izgradnji na njihovoj zemlji.

  U novembru ove godine, Evropska unija je preporučila francuski grad Cadarache kao buduću lokaciju za izgradnju. Međutim, teško je predvidjeti kako će se glasanje odvijati. Od stručnjaka se očekuje da donose odluke zasnovane na strogo objektivnim naučnim činjenicama, ali politički prizvuk takođe može uticati na glasanje. Sjedinjene Države su se već izjasnile protiv davanja izgradnje reaktora Francuskoj, podsjećajući na njeno ponašanje koje je izazvalo podjele tokom sukoba u Iraku.

  “Imamo postojeću naučnu i tehničku strukturu, kompetencije i iskustvo, što garantuje da ćemo ispoštovati svoje rokove”, rekao je francuski ministar istraživanja.

  Japan ima i niz prednosti - Rokkašo-mura se nalazi pored luke i pored američke vojne baze. Osim toga, Japanci su spremni uložiti mnogo više novca u projekat od Francuske. "Ako Japan bude izabran, mi ćemo pokriti sve potrebne troškove", rekao je japanski ministar nauke i obrazovanja.

  Portparol francuske vlade rekao je novinarima da je uoči sastanka održao "veoma intenzivne razgovore na visokom nivou". Međutim, prema nekim podacima, sve zemlje osim Evropske unije preferiraju Japan nego Francusku.

  Zaštita životne sredine

  Nova instalacija, prema naučnicima, ekološki je sigurnija od nuklearnih reaktora koji danas rade. Postrojenje ITER proizvodi helijum kao istrošeno gorivo, a ne njegove izotope, koji se decenijama moraju skladištiti u posebnim skladištima.

  Naučnici vjeruju da su rezerve goriva za takve elektrane praktički neiscrpne - deuterijum i tricij se lako izvlače iz morske vode. Kilogram ovih izotopa može osloboditi energiju koliko i 10 miliona kg fosilnog goriva.

  TOKAMAK(skraćeno od "toroidalna komora s magnetnim zavojnicama") - uređaj za održavanje visokih temperatura pomoću jakog magneta. polja. Ideju T. izrazili su 1950. akademici I. E. Tamm i A. D. Saharov; prvi eksperimenti Istraživanje ovih sistema počelo je 1956. godine.
  

  Princip rada uređaja je jasan sa Sl. 1. Plazma se stvara u toroidalnoj vakuumskoj komori, koja služi kao jedini zatvoreni zavoj sekundarnog namota transformatora. Prilikom prolaska struje koja se vremenom povećava u primarnom namotu transformatora 1 unutar vakuumske komore 5 stvara se vrtložna uzdužna električna sila. polje. Kada početni plin nije jako velik (obično se koristi vodonik ili njegovi izotopi), dolazi do njegove električne energije. slom i vakuumska komora se napuni plazmom uz naknadno povećanje velike uzdužne struje Ip. U modernom veliki T. struja u plazmi je nekoliko. miliona ampera. Ova struja stvara vlastito poloidno (u ravnini poprečnog presjeka plazme) magnetno polje. polje IN q. Osim toga, jak uzdužni magnet se koristi za stabilizaciju plazme. polje B f, kreiran pomoću posebne namotaji toroidnog magneta. polja. To je kombinacija toroidnih i polidalnih magneta. polja osigurava stabilno zadržavanje visokotemperaturne plazme (vidi. Toroidni sistemi), neophodno za implementaciju kontrolisane termonuklearne fuzije.
  

  Rice. 1. Tokamak dijagram: 1 - primarni namotaj transformatter; 2 - zavojnice toroidnog magnetnog polja; 3 - obloga, unutrašnja komora tankih zidova za graviranjesmanjenje toroidnog električnog polja; 4 - kolutki poloidno magnetno polje; 5 - vakuum kamera; b-gvozdeno jezgro (magnetno jezgro).
  

  Ograničenja rada. Magn. T polje prilično dobro drži visokotemperaturnu plazmu, ali samo u određenim granicama promjene njenih parametara. Prva 2 ograničenja odnose se na struju plazme Ip i njen cf. gustina P, izraženo u jedinicama za broj čestica (elektrona ili jona) po 1 m 3. Ispada da za datu vrijednost toroidnog magneta. polju, struja plazme ne može premašiti određenu graničnu vrijednost, inače plazma kabel počinje da se uvija duž spiralne linije i na kraju kolabira: tzv. nestabilnost strujnog prekida. Za karakterizaciju granične struje koristi se koeficijent. dionica q nestabilnošću vijka, određenom relacijom q = 5B j a 2 /RI str. Evo A- mali, R- veliki radijus plazma kabla, B j - toroidni mag. polje, Ip- struja u plazmi (dimenzije se mjere u metrima, magnetno polje - u teslasima, struja - u MA). Neophodan uslov za stabilnost plazma stuba je nejednakost q>], tzv. k r i t e r i m K r u-s k a la - Šafranova. Eksperimenti pokazuju da se pouzdano stabilan režim držanja postiže samo pri vrijednostima od .
  

  Postoje 2 granice za gustinu - donja i gornja. Niže Granica gustine povezana je sa formiranjem tzv. ubrzano, ili odbjegli elektroni. Pri niskim gustoćama, frekvencija sudara elektrona sa ionima postaje nedovoljna da spriječi njihov prijelaz u mod kontinuiranog ubrzanja u uzdužnom električnom polju. polje. Elektroni ubrzani do visokih energija mogu predstavljati opasnost za elemente vakuumske komore, pa je gustina plazme odabrana tako visoka da nema ubrzanih elektrona. S druge strane, pri dovoljno velikoj gustoći, režim zadržavanja plazme ponovo postaje nestabilan zbog zračenja i atomskih procesa na granici plazme, što dovodi do sužavanja strujnog kanala i razvoja spiralne nestabilnosti plazme. Top. granicu gustine karakteriziraju bezdimenzionalni parametri My-Cracfish M=nR/B j i hugella H=nqR/B j (ovde usrednjena poprečnom presjeku je gustina elektrona n mjereno u jedinicama od 10 20 čestica/m 3). Za stabilno zadržavanje plazme potrebno je da brojevi M I H nije prešao određene kritične vrijednosti.
  

  Kada se plazma zagreje i njen pritisak raste, pojavljuje se druga granica koja karakteriše maksimalnu stabilnu vrednost pritiska plazme, p = n(T e +T i), Gdje T e, T i-elektronske i jonske temperature. Ovo ograničenje nameće se vrijednosti b jednakoj omjeru cf. pritisak plazme u magnetni pritisak. polja; pojednostavljeni izraz za graničnu vrijednost b je dat Trojonovom relacijom b c =gI p /aB j, gde g-brojčani faktor jednak približno 3. 10 -2.
  

  Toplotna izolacija. Mogućnost zagrijavanja plazme na vrlo visoke temperature je zbog činjenice da je u jakom magnetnom polju. polje trajektorije punjenja čestice izgledaju kao spirale namotane na magnetsku liniju. polja. Zahvaljujući tome, elektroni i ioni se dugo zadržavaju unutar plazme. I to samo zbog sudara i malih električnih fluktuacija. i mag. polja, energija ovih čestica može se prenijeti na zidove u obliku toplotnog toka. Ti isti mehanizmi određuju veličinu difuzijskih tokova. Magnetna efikasnost toplotnu izolaciju plazme karakteriše energija. životni vijek t E = W/P, Gdje W-ukupni energetski sadržaj plazme, a P- snaga grijanja plazme potrebna za održavanje u stacionarnom stanju. Vrijednost t E se također može smatrati karakterističnim vremenom hlađenja plazme ako se snaga grijanja iznenada isključi. U mirnoj plazmi, tokovi čestica i topline prema zidovima komore nastaju zbog sudara u paru elektrona i jona. Ovi tokovi su izračunati teoretski uzimajući u obzir realne trajektorije naelektrisanja. čestica po mag. polje T. Odgovarajuća teorija difuzijskih procesa naziva se. neoklasicizam (vidi Migracijski procesi U realnoj plazmi T. uvijek postoje male fluktuacije polja i tokova čestica, stoga stvarni nivoi topline i tokova čestica obično znatno premašuju predviđanja neoklasičnih. teorije.
  

  Eksperimenti izvedeni na mnogim T. decomp. oblika i veličina, omogućilo je sumiranje rezultata istraživanja mehanizama prijenosa u obliku odgovarajućih empirijskih studija. zavisnosti. Konkretno, pronađene su energetske zavisnosti. životni vijek t E od glavnog parametri plazme za dekom. hold mod. Ove zavisnosti se nazivaju s k e l i n g a m i; uspješno se koriste za predviđanje parametara plazme u novopuštenim instalacijama.
  

  Samoorganizacija plazme. U plazmi T. uvek postoje slabo nelinearne, koje utiču na profile raspodele temperature, gustine čestica i gustine struje duž radijusa, kao da ih kontrolišu. Posebno do centra. područja plazma vrpce vrlo često su prisutne tzv. pilastih oscilacija, koje odražavaju periodično ponavljajući proces postepene egzacerbacije, a zatim oštrog izravnavanja temperaturnog profila. Oscilacije u obliku rampe sprečavaju kontrakciju struje do magneta. os torusa (vidi kontrakcija gasnog pražnjenja). Osim toga, kod T. se s vremena na vrijeme pobuđuju spiralni modovi (tzv. t i r i n g modovi), koji se opažaju izvan vrpce u obliku niskofrekventnih magnetskih valova. oklevanje. Zamorni načini rada doprinose uspostavljanju stabilnije distribucije gustine struje duž radijusa. Ako se plazmom rukuje nedovoljno pažljivo, načini kidanja mogu postati toliko jaki da magnetni poremećaji koje oni uzrokuju mogu polja uništavaju magnete. površine po cijelom volumenu plazma kabela, magnetne. konfiguracija je uništena, energija plazme se oslobađa na zidove i struja u plazmi prestaje zbog njenog snažnog hlađenja (vidi. Nestabilnost kidanja).
  

  Pored ovih volumetrijskih oscilacija, postoje modovi oscilovanja lokalizovani na granici stuba plazme. Ovi modovi su vrlo osjetljivi na stanje plazme na samoj periferiji, njihovo ponašanje je komplikovano atomskim procesima. Ext. i interni modovi vibracije mogu snažno uticati na procese prenosa toplote i čestica dovode do mogućnosti prelaska plazme iz jednog magnetnog moda. termo izolaciju do drugog i nazad. Ako je u plazmi T. distribucija brzina čestica vrlo različita od , tada se javlja mogućnost razvoja kinetike. nestabilnosti. Na primjer, sa rođenjem velikog broja odbjeglih elektrona, tzv nestabilnost ventilatora, što dovodi do transformacije longitudinalne energije elektrona u transverzalnu energiju. Kinetic. nestabilnosti se takođe razvijaju u prisustvu jona visoke energije koji nastaju kada su komplementarni. zagrevanje plazme.
  

  Plazma grijanje. Plazma bilo kojeg T.-a se automatski zagrijava zbog Joule topline od struje koja teče kroz njega. Oslobađanje džulove energije dovoljno je da se dobije temperatura od nekoliko. miliona stepeni Za potrebe kontrolisane termonuklearne fuzije potrebne su temperature >10 8 K, stoga su svi veliki T. dopunjeni moćnim sistemima grejanje plazmom. U tu svrhu koriste se ili električni magneti. talasi raspadnuti raspona, ili usmjeriti brze čestice u plazmu. Za visokofrekventno grijanje plazme pogodno je koristiti rezonancije koje odgovaraju internim. oscilirati procesa u plazmi. Na primjer, pogodno je zagrijati ionsku komponentu u opsegu harmonika ciklotronskih frekvencija ili osnovnih. joni plazme, ili posebno odabrani aditivni joni. Elektroni se zagrijavaju elektronskom ciklotronskom rezonancom.
  

  Prilikom zagrijavanja iona brzim česticama obično se koriste snažni snopovi neutralnih atoma. Takve zrake ne stupaju u interakciju s magnetizmom. polja i prodiru duboko u plazmu, gdje se jonizuju i hvataju magnetizmom. polje T.
  

  Uz pomoć dodatnih metoda zagrijavanja moguće je podići temperaturu plazme T. na >3·10 8 K, što je sasvim dovoljno da dođe do snažne termonuklearne reakcije. U budućim T.-reaktorima koji se razvijaju, zagrijavanje plazme će se vršiti visokoenergetskim alfa česticama koje nastaju reakcijom fuzije jezgri deuterija i tricijuma.
  

  Stacionarni tokamak. Tipično, struja teče u plazmi samo u prisustvu vrtložne električne struje. polje koje nastaje povećanjem magnetnog polja. protok u induktoru. Induktivni mehanizam za održavanje struje je vremenski ograničen, pa je odgovarajući način zadržavanja plazme pulsiran. Međutim, impulsni način rada nije jedini mogući zagrijavanje plazme može se koristiti i za održavanje struje ako se, uz energiju, na plazmu prenese i impuls koji je različit za različite komponente plazme. Neinduktivno održavanje struje je olakšano zbog stvaranja struje od strane same plazme tokom njenog difuzionog širenja prema zidovima (bootstrap efekat). Bootstrap efekat su predvideli neoklasični naučnici. teoriju i potom eksperimentalno potvrđen. Eksperimenti pokazuju da plazma T. može biti stacionirana, a Ch. nastojanja da se praktično razvoj stacionarnog režima imaju za cilj povećanje efikasnosti tekućeg održavanja.
  

  Preusmjerivač, kontrola nečistoća. Za potrebe kontrolirane termonuklearne fuzije potrebna je vrlo čista plazma na bazi izotopa vodika. Da bi se ograničila primjesa drugih jona u plazmi, u ranoj T. plazma je bila ograničena na tzv. l i m i t e r o m (sl. 2, A), tj. dijafragma koja sprečava da plazma dođe u kontakt sa velikom površinom komore. U modernom T. koristi se mnogo složenija konfiguracija divertora (slika 2, b), stvoren poloidnim magnetnim zavojnicama. polja. Ove zavojnice su neophodne čak i za plazmu okruglog presjeka: uz njihovu pomoć stvara se vertikalna magnetna komponenta. polja, ivice pri interakciji sa glavnim. struja plazme ne dozvoljava da se plazma zavojnica baci na zid u pravcu velikog radijusa. U konfiguraciji divertora, zavoji poloidnog magneta. polja su locirana tako da je poprečni presjek plazme izdužen u vertikalnom smjeru. U isto vrijeme, zatvoreno magnetno površine su očuvane samo iznutra, njegove linije sile idu unutar divertorskih komora, gdje se tokovi plazme koji teku iz glavne neutraliziraju. volumen. U divertorskim komorama je moguće ublažiti opterećenje plazme na divertorskim pločama zbog dodavanja. hlađenje plazme tokom atomskih interakcija.
  

  

  Rice. 2. Poprečni presjek plazme kružnog presjeka ( A) i vertikalno izduženi da formiraju konfiguraciju divertora ( 6): 1-plazma; 2- limiter; 3 - zid komore; 4 - separator; 5-divertorska komora; 6 - preklopne ploče.
  

  Tokamak reaktor. Ch. Cilj istraživanja na T. instalacijama je savladavanje koncepta magnetnog. Zadržavanje plazme za stvorenja fuzijski reaktor. Na T. je moguće stvoriti stabilnu visokotemperaturnu plazmu sa temperaturom i gustinom dovoljnim za termonuklearni reaktor; uspostavljeni su zakoni za toplotnu izolaciju plazme; savladavaju se metode održavanja struje i kontrole nivoa nečistoća. Rad na T. pomiče se iz čisto fizičke faze. istraživanja u fazi kreiranja eksperimenata. .
  

  Lit.: Artsimovich L. A., Managed, 2. izd., M., 1963; Lukyanov S. Yu., Vruća plazma i kontrolirana nuklearna fuzija, M., 1975; Kadomcev B.V., Tokamak plazma složeni fizički sistem, L., 1992. B. B. Kadomcev.

  UREĐAJ I RAD TOKAMAKA

  Princip rada, dijagram tokamaka, parametri instalacije, stabilnost toroidnog plazma kabla, parametar zadržavanja b, životni vijek energije.

  Princip rada. Shematski dijagram

  U posljednjem poglavlju pobliže ćemo pogledati dizajn i radne karakteristike tokamaka - najsloženije, ali možda najvažnije plazma instalacije. S tokamakom se sada polažu nade za praktičnu implementaciju kontrolirane termonuklearne fuzije. Termonuklearni tokamak reaktor ITER koji trenutno gradi međunarodna zajednica je odlučujući korak ka stvaranju termonuklearne energije do sredine stoljeća. Tokamak je naziv TRENUTNE KOMORNE instalacije sa MAGNETSKIM kalemovima stvorene po predlogu sredinom prošlog veka u Kurčatovskom institutu (G je transformisan u K sa karakterističnim omekšavanjem suglasnika u ruskom jeziku).

  Tokamak je transformator čiji je sekundarni “namotaj” struja stvorena u plazmi. Magnetnu toplotnu izolaciju obezbeđuje snažno toroidno magnetno polje Bjº Bt, koji zajedno sa polidalnim poljem Bqº Bp struja IP stvara spiralnu konfiguraciju linija magnetnog polja neophodnu za suzbijanje toroidnog drifta plazme i održavanje stabilnosti kabla (slika 13.1a). Provodni omotač (kućište) prikazan na slici 13.1 takođe služi za pasivna stabilizacija plazma kabl tokom njegovih kratkotrajnih smetnji.

  Odnos između debljine kućišta i karakterističnog vremena poremećaja t 1/2, koji je prigušen Foucaultovim strujama koje nastaju u kućištu s takvom promjenom magnetskog fluksa, određen je dubinom sloja kože, što se u praktičnim jedinicama može predstaviti u obliku vrlo korisne formule: https:/ /pandia.ru/text/79/389/images/image002_55 .gif" width="69" height="25 src="> - otpornost materijala kućišta u odnosu na otpornost bakra na 200C, t 1/2– poluperiod poremećaja.

  Generisanje i održavanje struje u plazmi se vrši pomoću induktor, koji, kada se struja u njemu promijeni, stvara emf na toroidalnoj osi ε = - dY/dt, gdje je Y magnetni fluks unutar plazma prstena sa strujom. Za električni kvar plina koji puni komoru potrebna je vrijednost koja je znatno veća od one za održavanje struje. ε, stoga se pri stvaranju plazme struja u namotajima induktora značajno mijenja
  

  pozicija:apsolutna; z-index:59;left:0px;margin-left:251px;margin-top:131px;width:12px;height:39px">

  Bz

  https://pandia.ru/text/79/389/images/image008_21.gif" alt=" Potpis:" align="left hspace=12 alt="širina="407" height="65">!}

  brže nego u fazi njegovog dugotrajnog održavanja. Kako bi se osiguralo da polje induktora ne izobliči toroidalno polje tokom proboja, kao i spiralnu magnetsku konfiguraciju potrebnu za zadržavanje plazme, koriste se magnetna jezgra od materijala visoke magnetske permeabilnosti (meko magnetsko željezo) koja zatvaraju magnetno fluksa izvan induktora. Induktor može biti sa gvozdenim jezgrom ili sa vazdušnim jezgrom - bez upotrebe gvožđa uopšte. U potonjem slučaju ugrađeni su poloidalni zavojnici, koji kompenziraju polje induktora u području plazme. Ravnoteža kružne struje u uzdužnom (u odnosu na nju) magnetnom polju postiže se primjenom dodatnog vertikalnog magnetnog polja Bz, stvarajući silu usmjerenu prema osi sistema. Polje Bz kreirao poloidal kontrolni namotaji(Sl.9.1b). Na slici 9.2 prikazani su glavni elementi elektromagnetnog sistema tokamaka i ciklogram njegovog rada. Osim naznačenih namotaja, tokamaci dodatno ugrađuju zavojnice kako bi se osigurala vertikalna ravnoteža plazme i korekcija magnetnog polja.

  Stabilnost toroidnog plazma filamenta

  Stabilnost toroidalnog plazma stuba je moguća samo ako je ispunjen Kruskal-Shafranov kriterijum q = (a/R)(Bt/Bp ) >1, čemu služi struja plazme? IP ne bi trebalo da prelazi određenu vrednost. Zaista, veza između polja i struje

  position:apsolute;z-index:5;left:0px;margin-left:216px; margin-top:177px;width:42px;height:41px">position:apsolute; z-index:24;left:0px;margin-left:39px;margin-top:99px;width:62px;height:119px">

  
  

  Slika 13.2a Elektromagnetski sistem tokamaka.

  gdje, l I I izraženo u erstedima, centimetrima i amperima, u slučaju aksijalne simetrije ( H∙2strr =0,4strja) daje za teren H =0,2ja/r. Ako tokamak ima veliku omjer A=R/a, zatim u prvoj aproksimaciji poloidno polje na granici stuba plazme Bp» 0.2Ip/a, And q =(5a 2/R)(Bp/IP) >1

  Dakle, postoji ograničenje količine struje u plazmi.

  n. Pri malim vrijednostima n u vrtložnom polju E = ε/2strR ne£0.07jstr, gdje je gustina plazme u [m-3], a gustina struje u [MA/m2].

  Slika 13.2b Ciklogram rada tokamaka (kvalitativno):JT – struja u namotajima toroidnog solenoida,J I - struja u namotaju induktora,Jp - struja plazme, J u. To. struja u kontrolnim zavojnicama (povećava se sa povećanjemT plazma).

  Ostala ograničenja se odnose na gustinu plazme n. Pri malim vrijednostima n u vrtložnom polju E = ε/2strR elektroni mogu preći u modus ubrzanja („preći u zviždanje“). Kritična koncentracija u plazmi za takav režim određena je razumovljevim kriterijem ne£0.07jstr, gdje je gustina plazme u [m-3], a gustina struje u [MA/m2]. Odnosno, granica struje u plazmi linearno zavisi od njene koncentracije IP ³ ( strka 2/0.07)ne. Na slobodi n postoji i granica gustine nMH£2Bt/qR(Murakami-Hughell granica), povezan sa ravnotežom snage u perifernoj plazmi. Pri visokim gustoćama, kada gubici plazme zbog zračenja i toplinske provodljivosti počnu premašivati ​​energiju koja se u njoj oslobađa zbog struje koja teče kroz plazmu, dolazi do kontrakcije (kompresije) plazma kabela.

  Pogodno je vizualno ilustrirati područje režima rada tokamaka takozvanim Hugell-Murakamijevim dijagramom (slika 13.3). Na njemu je umjesto gustine ucrtana vrijednost proporcionalna njoj duž apscisne ose za tokamak sa datim velikim polumjerom plazme i vrijednošću toroidnog polja M = (R/Bt)n(Murakami broj). Region 1-2 odgovara granici Razumove povezane sa odbeglim elektronima, region 2-3 je određen MHD stabilnošću u skladu sa Kruskal-Shafranov kriterijumom,

  Slika 13.3 Hugell-Murakami dijagram stabilnih modova tokamaka.

  regija 3-4 je Murakamijeva granica gustine. Oslobađanje energije u plazmi kada struja teče u njoj je proporcionalno QOHµ IP 2 i gubitke radijacije Qrµ n 2e. Iz (13.1) slijedi da QOHµ [ (Bt/R)q]2 i omjer Qr/QOHµ n 2 (R/Bt )2q 2º H 2. Broj H nazvan Hugellov broj, zadržavajući proporcionalnost između oslobađanja energije i zračenja ( H=kontra t) q -1 proporcionalno Murakamijevom broju M. Odjeljak 4-1 dijagrama odražava ovu proporcionalnost.

  Prilikom zagrijavanja plazme javljaju se problemi vezani za MHD ravnotežu stupca plazme u tokamaku. Iz uslova ravnoteže plazme u MHD aproksimaciji, ukupan pritisak plazme i magnetno polje u koloni moraju biti izbalansirani pritiskom magnetnog polja izvan stuba plazme. Sa povećanjem temperature, pritisak plazme < P>=nkT raste i, shodno tome, raste snaga FRpl, neophodno da se ovaj plazma „balon“ naduvava pod unutrašnjim pritiskom na mestu. Ova sila se otprilike može procijeniti iz rada "istezanja balona" W» < P >2strRstra 2, FRpl = -dW/dR = =2p2a 2< P>. Posljedično, s povećanjem tlaka plazme, potrebno je povećati zatvorenost plazme na radijusu R vertikalno polje Bz. Hajde da vidimo šta se dešava sa ukupnim poloidnim poljem, koje se sastoji od trenutnog polja i spoljašnjeg vertikalnog polja Bz. Pretpostavimo da je polje Bz homogena u R, tada da bi se osigurala ravnoteža mora se poklopiti sa trenutnim poljem na njegovoj vanjskoj strani, pojačavajući ovo polje. Sa unutrašnje strane se nalazi polje BZ slabi strujno polje i sa povećanjem pritiska plazme moguća je situacija kada na nekoj udaljenosti od centra tokamaka kompenzuje ovo potonje stvaranjem tzv. x – bodovi. Električni vodovi izvan njega su otvoreni. Sa povećanjem pritiska i, shodno tome, polje potrebno da zadrži plazmu Bz x-tačka se približava plazma filamentu i kada bq =< p>/(B 2q /8p )=R/a dodiruje ga, što mu omogućava da slobodno „teče“ iz instalacije.

  Odnosno kada bq< R/a (13.2)

  zadržavanje nije moguće.

  B q = - Bz

  pozicija:apsolutna; z-index:29;left:0px;margin-left:159px;margin-top:41px;width:50px;height:32px">

  + BZ

  font-size:10.0pt">Slika 13.4 Superpozicija trenutnog polja i vertikalnog polja, što dovodi do izgledax-poeni.

  Opcija čekanjab.

  Ograničenje na poloidnu beta takođe dovodi do ograničenja pune vrednosti ovog parametra u tokamaku. Završeno b nalazi se sabiranjem vektora toroidnog i polidalnog polja i jednaka je

  Izražavanje toroidnog polja kroz poloidno polje i marginu stabilnosti q =(a/R)(Bt/Bq) dobijamo

  Uzimajući u obzir (13.2) konačno imamo:

  Jer A I q veći od jedan, onda vrijednost b ograničeno odozgo, na primjer, kada A= 3 i q=2, što približno odgovara vrijednostima pretpostavljenim u dizajnu termonuklearnog reaktora baziranog na tokamaku, prema (13.3) bmax» 0.08.

  Razmatrali smo tokamak kružnog presjeka plazme, međutim, u dizajnu reaktora ITER, poprečni presjek plazme je izdužen duž vertikalne ose (slika 13.5). Postoji nekoliko razloga za to. Prvi, u toroidnom solenoidu D-oblikovan sa istom dužinom namotaja i, shodno tome, napajanjem, moguće je pohraniti znatno više energije magnetskog polja, osim toga, takav solenoid može izdržati znatno veća mehanička opterećenja koja nastaju u jakim magnetnim poljima od solenoida sa okruglim zavojnicama. Dovoljno je napomenuti da je kod polja od 0,5 Tesla unutrašnji pritisak iz polja na kalemove jedna atmosfera viška. S obzirom da magnetni pritisak kvadratno zavisi od polja, za polje od 5 T, koje je neophodno za reaktor, dobijamo pritisak 100 puta veći. Sila koja djeluje po jedinici dužine provodnika je, u praktičnom sistemu jedinica, jednaka:

  https://pandia.ru/text/79/389/images/image043_4.gif" width="184" height="45 src=">

  Zbog činjenice da se polje u toroidnom solenoidu povećava prema centru µ 1/ Bt, različiti dijelovi zavojnice su podložni različitim silama, stvarajući moment savijanja u odnosu na tačku potpore zavojnice. Ukupna sila koja djeluje na zavojnicu (vidi sliku 13.5) usmjerena je prema centru, lako je procijeniti iz količine pohranjene u zapremini V ukupna energija W magičar magnetsko polje: FR = -dW mag/dR » - (B 02/8p)V» (B 02/8p )4p2a 2. (Zavojnica toroidnog solenoida može se zamisliti kao tanki obruč pritisnut na unutrašnji oslonac.) Dakle, ispunjenost uslova grc =konst, Gdje r– promjenjivi polumjer zakrivljenosti zavojnice, omogućava stvaranje tzv kalem bez obrtnog momenta, što dramatično povećava svojstva njegove čvrstoće. Istovremeno stanje g(R,z)rc(R,z )=konst određuje oblik takvog namotaja, koji ima D- figurativni izgled.

  Životni vijek energije

  Ali osim „inženjerskih“, poprečni presjek plazme izdužen duž vertikalne ose ima značajne fizičke prednosti za povećanje parametara zatvorene plazme. Sa povećanjem istezanja k =b/a(vidi sliku 13.5) pri istom velikom radijusu, struja plazme i vrijeme njenog zadržavanja se povećavaju. https://pandia.ru/text/79/389/images/image046_4.jpg" align="left" width="225" height="263 src=">Margina stabilnosti za

  ne-kružna plazma q (k)» q (1+k 2)/2, što nam, u skladu sa (13.1), sa istom marginom stabilnosti omogućava dobijanje velikih vrednosti IP. Zakon o skaliranju ili sličnosti, dobijen mjerenjima na mnogim instalacijama, za životni vijek energije tE daje sljedeću ovisnost o struji i elongaciji plazme tEµ IP 0.9k 0.8. Dakle, povećanje k uzimajući u obzir q (k) dovodi do značajnog povećanja tE.

  Koliko će se vrednost beta povećati tokom prelaska na izduženi deo može se proceniti ako R/a zamijenjen sa 2 strR/l, Gdje l je dužina perimetra izduženog plazma presjeka, što je približno ( 1+ k )/2 puta dužine kruga sa radijusom a.