Razlika između verzija stranice "Tokamak"

[[Datoteka:1987 CPA 5891.jpg|mini|150px| 1987 marka USSR, obilježava istraživanje

'''Tokamak''' je mašina za proizvodnju [[torus|toroidalnog]] magnetskog polja za razgraničenje [[Plazma|plazme]]. To je jedan od najviše istraživanih kandidata za proizvodnju kontrolirane [[nuklearna elektrana|termonuklearne]] [[nuklearna fuzija|fuzijske energije]]. U novije se [[Vrijeme (fizika)|vrijeme]] uređaji ovakvog tipa nazivaju zajedničkim imenom [[fuzijski reaktor|fuzijski reaktori]]i.

Pojam '''tokamak''' je [[transliteracija]] ruske riječi '''токамак''' koja je sama po sebi kratica od ruske riječi: "'''то'''роидальная '''ка'''мера в '''ма'''гнитных '''к'''атушках" – toroidalna komora s [[Magnetizam|magnetiziranim]] [[Zavojnica|zavojnicamazavojnica]]ma (vjerovatno ''tochamac''). Alternativna, vjerovatno starija, skraćenica postoji, značenja toroidalna komora sa aksijalnim magnetskim poljem ('''''to'''roidal'naya '''kam'''era s polem '''ak'''sial'nym magnitnym'').<ref>[http://www.merriam-webster.com/dictionary/tokamak Merriam-Webster Online]</ref> Izumljen je

Tokamak se odlikuje [[Azimut|azimutnomazimut]]nom (rotacijskom) simetrijom i upotrebom plazme koja prenosi električnu struju za generiranje [[Spirala|spiralne]] komponente magnetskog polja potrebne za stabilnu ravnotežu. To se može usporediti s drugim fuzionim [[reaktor]]om, [[stelarator]], koji ima diskretnu rotacionu simetriju i u kojoj se magnetska polja proizvode od strane vanjskih navoja u kojima se stvara zanemariva [[Električna struja|električna struja]] koja teče kroz plazmu.

[[Eksperiment|Eksperimentalna]]alna [[Istraživanja|istraživanja]] tokamaka započela je 1956. grupa sovjetskih [[nauka|naučnika]] predvođenih [[Lev Artsimovich-em]] na [[Kurchatov-om institutu]] u [[Moskva|Moskvi]]. Grupa tih naučnika je konstruirala prvi tokamak, najuspješnija verzija od njih je bio verzija [[T-3]], a najveća je bila verzija [[T-4]]. T-4 je bila testirana u 1968. u [[Novosibirsku]].<ref>[[Great Soviet Encyclopedia]], 3rd edition, entry on "Токамак", available online [http://slovari.yandex.ru/art.xml?art=bse/00079/49400.htm here] </ref>

Godine 1968., na trećem [[IAEA]] u Novosibirsku, ruski naučnici su objavili da su postigli temperature [[Elektron|elektronaelektron]]a od preko 1000 eV u tokamaku. To je iznenadilo [[Ujedinjeno Kraljevstvo|britanske]] i [[Sjedinjene Američke Države|američke]] naučnike koji su bili daleko od postizanja takvih preformansi. Oni su ostali sumnjičavi dok tek nekoliko godina kasnije nisu bili provedeni novi testovi, potvrđujući ispravno mjerenje temperature.

[[Ion|Ioni]]i i elektroni u centru fuzijske plazme su na vrlo visokim temperaturama te imaju razmjerno velike [[Brzina|brzine]]. U cilju održavanja procesa fuzije, [[Elementarna čestica|čestice]] iz vruće plazme moraju biti zadržane u središnjem dijelu, ili će se plazma brzo ohladiti. Fuzijski reaktori iskorištavaju činjenicu da na nabijene čestice u magnetskom polju djeluje [[Lorentzova sila]].

Rano istraživani fuzijski reaktori bili su na varijanti [[Z-pinch]] i koriste električnu struju za generiranje [[poloidalno magnetsko polje|poloidalnog magnetskog polja]] koje bi plazmu zadržalo uz linearnu [[os]] između dvije tačke. Istraživači su otkrili da su plazme zatvorene u toroidalnom obliku (vidi sliku, gornji crtež), u kojima [[Zemljino magnetsko

polje|magnetne silnice]] teku paralelno u odnosu na toroidalnu os, sklone nestabilnosti. [[Dizajn|Dizajni]]i tokamaka i [[stelaratora]] kombiniraju poloidalna polja (vidi sliku; crtež u sredini pokazuje poloidalno polje) s [[toroidalnim poljima]] za stabiliziranje plazme, čineći potpomognutu fuziju izvedivom. Paralelni protok čestica (ali ne i okomit) na [[Magnetsko polje|magnetsko polje]], u toroidalno-poloidalnom magnetskom polju, uvija se u spiralni put duž toroidalne osi (vidi sliku; donji crtež).

U operativnom fuzijskom reaktoru, dio energije koji se generira će služiti za održavanje temperature plazme dok se novi [[Deuterij|deuterij]] i [[Tricij|tricij]] uvode. Međutim, kod pokretanja reaktora, bilo iz početka ili nakon privremenog isključivanja, plazma će se morati zagrijati na svoju radnu [[temperatura|temperaturu]] veću od 10 keV (preko 100 miliona [[Celzijev stepen|stepeni Celzijusa]]). U postojećim tokamacima, eksperimentom magnetske fuzije ne proizvodi se dovoljno energije potrebne za održavanje temperature plazme.

Budući da je plazma [[Električni provodnik|električni provodnik]], moguće je zagrijati plazmu induciranjem struje u njoj, u stvari, [[Elektromagnetska indukcija|inducirana struja]] koja zagrijava plazmu obično stvara poloidalno polje. Struja se inducira sporim povećanjem jačine struje koja protiče kroz elektromagnetski [[Transformator|namot]] povezan s plazmom: plazma se može promatrati kao sekundarni namot transformatora. To je inerentni ritmični proces, jer postoji ograničenje jačine struje koja može proći kroz primarni namot. Tokamaci stoga moraju raditi u kratkim periodima ili se oslanjati na druge načine [[Grijanje|grijanja]] i provođenja struje. Grijanje uzrokovano induciranom strujom zove se ohmsko (ili otporno) grijanje, to je ista vrsta grijanja koja se javlja u električnoj sijalici ili električnom grijaču. Generirane [[Toplota|toplote]] ovise o otporu plazme i struje. Ali, kako i temperatura zagrijane plazmi raste, [[Električni otpor|otpor]] se smanjuje i ohmsko grijanje postaje sve manje efikasno. Čini se da je maksimalna temperatura plazme ostvaruje ohmskim grijanjem u tokamak oko 20-30 miliona stepeni Celzijusa. Da bi se postigle još više temperature, moraju se koristiti metode dodatnog grijanja.

Visokofrekventne elektromagnetske talase generiraju [[oscilatori]] izvan torusa. Ako [[Elektromagnetno zračenje|elektromagnetni talasi]] imaju ispravne [[Frekvencija|frekvencije]] (ili valnu dužinu) i polarizaciju, njihova [[Energija|energija]] može biti prenesena na nabijene čestice u plazmi, koje se opet sudaraju s drugim česticama plazme, čime se povećava temperatura plazme.

Tokamak sadrži reaktivnu plazmu koja se spiralno omotava oko reaktora. Budući da je potreban veliki broj [[hemijska reakcija|reakcija]] u sekundi da bi se održala reakcija u tokamaku, [[Neutron|neutronineutron]]i visoke energije se oslobađaju brzo u većim količinama. Ti neutroni više nisu toridalnim magnetima zadržani u toku plazme te mogu nastaviti sve dok se ne zaustave na zidu tokamaka. To je velika prednost tokamak reaktora jer su to neutroni vrlo visoke energije; oslobođeni neutroni pružaju jednostavan način odvođenja toplote iz protoka plazme. Unutarnja stijenka tokamaka se mora [[Hlađenje|hladiti]], jer su ti neutroni na vrlo visokim temperaturama te bi mogli rastopiti zid reaktora. [[Kriogen sustav]] se koristi za hlađenje magneta i unutrašnjeg zida reaktora. Uglavnom se za hlađenje koriste tekući [[HelijumHelij]] i tekući [[Azot|azot]].<ref> [http://www.dae.gov.in/ni/nijan03/page6.htm Tokamak Cryogenics reference]</ref>

* T-10, u Kurchatov Institut, Moskva, [[Rusija|Rusija]] (bivši [[Sovjetski savez|Sovjetski Savez]]), 2 MW, u upotrebi od 1975.

* TEXTOR, u [[Jülich]], [[Njemačka|Njemačka]], u upotrebi od 1978.

* Joint European Torus (JET), u [[Culhamu]], [[Ujedinjeno Kraljevstvo|Ujedinjeno Kraljevstvo]]; 16 MW, u upotrebi od 1983.

* JT-60, u [[Naka]], Ibaraki Prefecture, [[Japan|Japan]]; u upotrebi od 1985.

* Stor-M, Univerzitet u [[Saskatchewanu]], [[Kanada|Kanada]]; upotrebi od 1987.: prvo predstavljanje izmjenične struje u

* Tore Supra, u HUP, [[Cadarache]], [[Francuska|Francuska]], u upotrebi od 1988.

* Aditya, u Institut za istraživanje plazme ([[Institute for Plasma Research]], IPR) u [[Gujarat|Gujaratu]]u, [[Indija|Indija]], u upotrebi od 1989.

* DIII-D u [[San Diego|San Diego]], [[SAD|SAD]]; General Atomics; u upotrebi od kasnih 1980-ih

* COMPASS, u [[Prag|Pragu]]u, [[Češka Republika|Češka Republika]], u upotrebi od 2008., prethodno u upotrebi od 1989.-1999. u Culhamu, Velika Britanija

* FTU, u [[Frascati]], [[Italija|Italija]]; u upotrebi od 1990.

* Tokamak ISTTOK, na IPFN - Instituto Superior Técnico, [[Lisabon|Lisabon]], [[Portugal|Portugal]]; u upotrebi od 1991.

* Alcator C-Mod, [[MIT]], [[Cambridge|Cambridge]], SAD; u upotrebi od 1992.

* Tokamak à configuration variable (TCV), na EPFL-u, [[Švicarska|Švicarska]]; u upotrebi od 1992.

* TCABR, na Sveučilištu u Sao Paulo, [[Sao Paulo|Sao Paulo]], [[Brazil|Brazil]]; u upotrebi od 1994.

* HT-7, u [[Hefei]], [[Kina|Kina]], u upotrebi od 1995.

* NSTX u [[Princetonu]], [[New Jersey|New Jersey]], u upotrebi od 1999.

* KSTAR, u [[Daejon]], [[Južna Koreja|Južna Koreja]], u upotrebi od 2008.

* [[Teksas Burna Tokamak]], Univerzitet u [[Teksas|Teksasu]]u, SAD; u upotrebi od 1971.-1980.

* [[UCLA Electric Tokamak]], u [[Los Angeles|Los Angelesu]]u, Ujedinjeno Kraljevstvo; u upotrebi od 1999.-2005.

* [[Tokamak de Varennes]]; [[Varennes]], [[Kanada|Kanada]], u upotrebi od 1987. do 1999.; upravljao [[Hydro-Québec]] i koristili istraživači iz [[Institut de Recherche électricité en du Québec (IREQ)]] i [[Institut National de la Recherche Scientifique (INRS)]]