Tokamak

จากวิกิพีเดีย สารานุกรมเสรี
บทความนี้มีชื่อเป็นภาษาอื่น หรือใช้อักษรในภาษาอื่น เนื่องจากต้องการคงไว้ตามต้นฉบับ หรือไม่มีชื่อภาษาไทยที่เหมาะสม

Tokamak เป็นอุปกรณ์ที่ใช้สนามแม่เหล็กรูปวงห่วงยาง (อังกฤษ: toroidal magnetic field หรือ torus) ในการเก็บกักพลาสม่า เพื่อให้บรรลุความสมดุลของพลาสม่าที่มีความเสถียร ต้องใช้เส้นสนามแม่เหล็กที่เคลื่อนที่ไปรอบๆวงทอรัสในรูปเกลียว สนามรูปเกลียวดังกล่าวสามารถสร้างขึ้นโดยการเพิ่มสนามแบบ toroid (เดินทางไปรอบทอรัสเป็นวงกลม) และสนาม poloid (เดินทางเป็นวงกลมตั้งฉากกับสนาม toroid) ใน tokamak สนาม toroid ผลิตโดยแม่เหล็กไฟฟ้าที่ล้อมรอบทอรัส และสนาม poloid เป็นผลมาจากกระแสไฟฟ้า toroid ที่ไหลภายในพลาสม่า กระแสนี้จะถูกเหนี่ยวนำภายในพลาสม่าด้วยแม่เหล็กไฟฟ้าชุดที่สอง

Tokamak เป็นหนึ่งในหลายประเภทของอุปกรณ์การเก็บกักพลาสมาด้วยสนามแม่เหล็กและเป็นหนึ่งในตัวเลือกในการวิจัยมากที่สุดในการผลิตพลังงานฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์ที่ควบคุมได้ สนามแม่เหล็กถูกใช้เป็นตัวเก็บกักพลาสมาเนื่องจากไม่มีวัสดุใดที่แข็งแกร่งพอที่จะสามารถทนต่ออุณหภูมิที่สูงมากของพลาสม่าได้ ทางเลือกอย่างหนึ่งแทนการใช้ tokamak คือ en:stellarator

Tokamak ถูกคิดค้นในปี 1950s โดยนักฟิสิกส์ชาวโซเวียต อิกอร์ Tamm และ อันเดรย์ ซาคารอฟ โดยแรงบันดาลใจจากความคิดเดิมของ โอเล็ก Lavrentiev[1]

นิรุกติศาสตร์[แก้]

Tokamak เป็นคำทับศัพท์ภาษารัสเซียของคำว่า токамак เป็นตัวย่อของทั้ง "тороидальная камера с магнитными катушками" (toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami) หมายถึง ห้องรูป toroid ที่มีขดลวดแม่เหล็ก หรือ "тороидальная камера с аксиальным магнитным полем" (toroidal'naya kamera s aksial'nym magnitnym polem) หมายถึงห้องรูป toroid ที่มีแกนสนามแม่เหล็ก[2]

ประวัติ[แก้]

แม้ว่าการวิจัยนิวเคลียร์ฟิวชั่นจะเริ่มไม่นานหลังสงครามโลกครั้งที่สอง โปรแกรมในประเทศต่างๆ ในตอนแรกจะเป็นความลับ มันไม่ได้ถูกเปิดเผยจนกระทั่งการประชุมระหว่างประเทศของยูเอ็นในปี 1955 ในเรื่องการใช้พลังงานปรมาณูในทางสันติในเจนีวา โดยโปรแกรมเหล่านั้นถูกปลดออกจากชั้นความลับและความร่วมมือทางวิทยาศาสตร์ระหว่างประเทศได้นำการวิจัยมาใช้

การวิจัยเชิงทดลองของระบบ tokamak เริ่มต้นในปี 1956 ในสถาบัน Kurchatov กรุงมอสโกโดยกลุ่มนักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตที่นำโดย เลฟ Artsimovich กลุ่มนี้ได้สร้าง tokamaks ชุดแรก ที่ประสบความสำเร็จมากที่สุดเป็นรุ่น T-3 และรุ่น T-4 ทีใหญ่กว่า รุ่น T-4 ได้รับการทดสอบในปี 1968 ใน Novosibirsk ในการทำปฏิกิริยาฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์แบบ quasistationary ครั้งแรก[3]

ในปี 1968 ในการประชุมระหว่างประเทศเรื่องพลาสมาฟิสิกส์และการวิจัยนิวเคลียร์ฟิวชั่นที่ควบคุมได้ของหน่วยงานพลังงานอะตอมระหว่างประเทศ (อังกฤษ: International Atomic Energy Agency (IAEA)) ครั้งที่สาม ที่ Novosibirsk นักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตได้ประกาศว่าพวกเขาได้ประสบความสำเร็จในอุณหภูมิอิเล็กตรอนที่มากกว่า 1000 electronV ในอุปกรณ์ tokamak นักวิทยาศาสตร์ชาวอังกฤษและอเมริกันได้พบกับข่าวนี้ด้วยความสงสัย เพราะพวกเขาอยู่ไกลจากการเข้าถึงมาตรฐานอันนั้น พวกเขายังคงน่าสงสัยจนกระทั่งการทดสอบแสงเลเซอร์แบบกระจาย (อังกฤษ: laser scattering tests) ได้ยืนยันผลการวิจัยในปีต่อมา

บทความนี้ อาจจะทำให้เกิดความสับสนหรือไม่ชัดเจนให้กับผู้อ่าน โปรดช่วยเราชี้แจงบทความ; ข้อเสนอแนะที่อาจจะพบได้ในหน้าพูดคุย (มกราคม 2014)

การออกแบบ toroid[แก้]

สนามแม่เหล็กและกระแสของ tokamak. ตามรูปเป็นสนาม toroid และ ขดลวด(สีฟ้า)ที่ผลิตสนามนั้น, ในกระแสพลาสม่า (สีแดง) และสนาม poloid ที่ผลิตโดยกระแสนั้น, และผลที่ได้เป็นสนามบิดที่เกิดขึ้นเมื่อสนามเหล่านี้ถูกวางทับกัน

ไอออนที่มีประจุบวกและประจุลบ และอิเล็กตรอนที่มีประจุลบในพลาสม่าฟิวชั่นอยู่ในอุณหภูมิที่สูงมากและมีความเร็วสูงที่คล้องจองกัน. เพื่อรักษากระบวนการฟิวชั่นให้ต่อเนื่อง, อนุภาคจากพลาสม่าร้อน จะต้องถูกเก็บกักไว้ในภาคกลาง มิฉะนั้นพลาสม่าจะเย็นลงอย่างรวดเร็ว. อุปกรณ์ที่เก็บกักฟิวชั่นด้วยสนามแม่เหล็กจะใช้ประโยชน์จากความจริงที่ว่าอนุภาคที่มีประจุในสนามแม่เหล็กจะประสบกับแรงลอเรนซ์ (อังกฤษ: Lorentz force) และเดินตามเส้นทางที่เป็นเกลียวไปตามเส้นสนามแม่เหล็ก.

อุปกรณ์การวิจัยในช่วงต้นของฟิวชั่นเป็นตัวแปรบน en:Z-pinch และใช้กระแสไฟฟ้าเพื่อสร้างสนามแม่เหล็ก poloid ที่จะมีพลาสม่าตามแกนเชิงเส้นตรงระหว่างสองจุด. นักวิจัยค้นพบว่าสนาม toroidal ธรรมดา, ในที่ซึ่งเส้นสนามแม่เหล็กวิ่งในวงกลมรอบแกนสมมาตร, จะเก็บกักพลาสม่าแทบจะไม่ได้ดีกว่าไม่มีสนามเลย. สิ่งนี้สามารถเข้าใจได้โดยดูที่วงโคจรของอนุภาคแต่ละอนุภาค. อนุภาคไม่เพียงแต่เป็นเกลียวรอบเส้นสนามเท่านั้น, พวกมันยังลอยข้ามสนามอีกด้วย. เนื่องจากสนาม toroid จะโค้งและลดความแข็งแรงลงในเมื่อย้ายออกจากแกนของการหมุน, ไอออนและอิเล็กตรอนจะเคลื่อนที่ขนานไปกับแกน, แต่ในทิศทางตรงข้าม. การแยกของประจุจะนำไปสู่​​สนามไฟฟ้าและการกระจายเพิ่มขึ้น, ในกรณีนี้ ออกไปด้านนอก (ออกจากแกนของการหมุน) สำหรับทั้งไอออนและอิเล็กตรอน. หรือ พลาสม่าสามารถถูกมองว่าเป็น ทอรัสของของเหลวที่มีสนามแม่เหล็กแช่แข็งอยู่ด้านใน. ความดันพลาสม่าทำให้เกิดแรงที่มีแนวโน้มที่จะขยายทอรัส. สนามแม่เหล็กนอกพลาสม่าไม่สามารถป้องกันการขยายตัวนี้. พลาสม่าเพียง เลื่อนไประหว่างเส้นสนามทั้งหลาย.

สำหรับพลาสม่า toroid ที่จะถูกเก็บกักอย่างมีประสิทธิภาพโดยสนามแม่เหล็ก, จะต้องมีการบิด ของเส้นสนาม. จากนั้นจะไม่มีท่อของฟลักซ์ที่เพียงแค่ล้อมรอบแกน, แต่, ถ้ามีความสมมาตร เพียงพอในพื้นผิวของฟลักซ์ที่บิด. บางส่วนของพลาสม่าพื้นผิวของฟลักซ์จะเป็นด้านนอก (รัศมี เมเจอร์ที่ใหญ่กว่าหรือ "ด้านที่มีสนามนัอย") ของทอรัสและจะลอยไปยังพื้นผิวฟลักซ์อื่นๆไกลออกไปจากแกนวงกลมของทอรัส. ส่วนอื่นๆของพลาสม่าในพื้นผิวของฟลักซ์จะอยู่บนภายใน(รัศมีเมเจอร์เล็กกว่า หรือ "ด้านสนามมาก"). เนื่องจาก บางส่วนของดริฟท์ออกนอกจะถูกชดเชยโดยดริฟท์เข้าในบนพื้นผิวของฟลักซ์เดียวกัน, มีสมดุลแบบ macroscopic ที่มีการเก็บกักที่ปรับปรุงแล้วดีขึ้นมาก. อีกวิธีหนึ่งเพื่อมองไปที่ผลกระทบของการบิดเส้นสนามก็คือว่า สนามไฟฟ้าระหว่างด้านบนและด้านล่างของทอรัส, ซึ่งมีแนวโน้มที่จะทำให้เกิดการดริฟท์ออกนอก, จะถูกตัดออกเพราะว่า ขณะนี้มีการเชื่อมต่อเส้นสนามด้านบนกับด้านล่าง.

เมื่อปัญหาได้รับการพิจารณาอย่างใกล้ชิดมากยิ่งขึ้น, ก็เห็นความจำเป็นที่จะต้องมีส่วนประกอบแนวดิ่ง (ขนานกับแกนของการหมุน) ของสนามแม่เหล็ก. Lorentz force ของกระแสพลาสม่า toroid ในด้านแนวดิ่งทำให้เกิดแรงเข้าด้านในที่จะรักษาความสมดุลของพลาสม่าทอรัส

อุปกรณ์นี้ที่กระแส toroid ขนาดใหญ่ถูกจัดตั้งขึ้น (15 เมกะแอมป์ใน ITER) ทนทุกข์ทรมานจากปัญหาพื้นฐานของความมั่นคง. วิวัฒนาการไม่เชิงเส้นของความไม่เสถียรแบบ magnetohydrodynamical นำไปสู่การดับอย่างน่าสงสารของกระแสพลาสม่าในช่วงเวลาที่สั้นมาก, มีหน่วยเป็นมิลลิวินาที. อิเล็กตรอนพลังสูงจะถูกสร้างขึ้น (อิเล็กตรอนหนี) และการสูญเสีย ทั่วโลกของการเก็บกักได้เกิดขึ้นในที่สุด. พลังงานสูงมากถูกฝากเอาไว้บนพื้นที่ขนาดเล็ก. ปรากฏการณ์นี้เรียกว่าการหยุดชะงักที่สำคัญ[4]. การหยุดชะงักที่สำคัญในการดำเนินงานของ tokamaks ได้เกิดขึ้นค่อนข้างบ่อยเสมอ, เป็นสองสามเปอร์เซ็นต์ของจำนวนรวมของภาพ. ในการดำเนินการอยู่ในขณะนี้ของ tokamaks, ความเสียหายมักจะมีขนาดใหญ่ แต่ไม่ค่อยน่าสงสาร. ใน tokamak ของ ITER เป็นที่คาดหวังว่า การเกิดขึ้นของจำนวนที่จำกัดของการหยุดชะงักที่สำคัญจะเกิดความเสียหายกับห้อง ที่ไม่มีความเป็นไปได้ที่จะฟื้นฟูอุปกรณ์[5][6][7][ไม่แน่ใจ ][ต้องการหน้า].

การให้ความร้อนกับพลาสม่า[แก้]

ในเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่นที่ใช้ทำงาน, ส่วนของพลังงานที่ถูกสร้างขึ้นจะถูกใช้เพื่อรักษาอุณหภูมิของพลาสม่าเมื่อดิวเทอเรียมและทริเทียมสดถูกนำมาใช้. อย่างไรก็ตาม ในการสตาร์ทเครื่องปฏิกรณ์, ทั้งในตอนต้นหรือหลังจากปิดตัวชั่วคราว, พลาสม่าจะต้องถูกทำให้ร้อนที่อุณหภูมิในการทำงานของมันที่มากกว่า 10 kiloelectronV (กว่า 100 ล้านองศาเซลเซียส). ใน tokamak และการทดลองฟิวชั่นแม่เหล็กอื่นๆในปัจจุบัน, พลังงานฟิวชั่นที่ถูกผลิตขึ้นจะไม่เพียงพอสำหรับการรักษาระดับอุณหภูมิของพลาสม่า

การให้ความร้อนแบบ ohmic[แก้]

เนื่องจากพลาสม่าเป็นตัวนำไฟฟ้า, มันก็เป็นไปได้ที่จะให้ความร้อนพลาสมาโดยเหนี่ยวนำกระแสให้ไหลผ่านตัวมัน; ในความเป็นจริง, กระแสเหนี่ยวนำที่จะให้ความร้อนกับพลาสมามักจะสร้างสนาม poloid เป็นส่วนใหญ่. กระแสถูกเหนี่ยวนำโดยการเพิ่มกระแสอย่างช้าๆผ่านขดลวดแม่เหล็กไฟฟ้าที่เชื่อมโยงกับพลาสม่าทอรัส: นั่นคือพลาสม่าสามารถถูกมองได้ว่าเป็นขดลวดที่สองของหม้อแปลงไฟฟ้า. นี้เป็นเนื้อแท้ของกระบวนการสร้างชีพจรเพราะกระแสผ่านขดลวดไพรมารีถูกจำกัด(ยังมีข้อจำกัดอื่นๆในชีพจรยาว). Tokamaks จึงต้องดำเนินการอย่างใดอย่างหนึ่งในระยะเวลาอันสั้นหรือพึ่งพาวิธีการอื่นในการให้ความร้อนและกระแสไดรฟ์. การให้ความร้อนโดยกระแสเหนี่ยวนำเรียกว่า ohmic (หรือต้านทาน), มันเป็นชนิดเดียวกันกับความร้อนที่เกิดขึ้นในหลอดไฟฟ้าแสงสว่างหรือในเครื่องทำความร้อนไฟฟ้า. ความร้อนที่เกิดขึ้นขึ้นอยู่กับ ความต้านทานของพลาสม่าและปริมาณของกระแสไฟฟ้าที่วิ่งผ่านตัวมัน. แต่ในขณะที่อุณหภูมิของพลาสมาที่ถูกทำให้ร้อนเพิ่มขึ้น, ความต้านทานจะลดลงและความร้อนแบบ ohmic จะมีประสิทธิผลน้อยลง. ปรากฏว่า อุณหภูมิพลาสมาสูงสุดที่สามารถบรรลุได้ด้วยความร้อนแบบ ohmic ใน tokamak เป็นถึง 20-30 ล้านองศาเซลเซียส. เพื่อให้ได้อุณหภูมิที่นิ่ง, ต้องใช้วิธีการให้ความร้อนเพิ่มเติม

การฉีดลำแสงที่เป็นกลาง[แก้]

การฉีดลำแสงที่เป็นกลางเกี่ยวข้องกับการฉีดอะตอมพลังงานสูง (เคลื่อนที่รวดเร็ว) เข้าไปในพลาสม่าที่ถูกเก็บกักไว้ด้วยแม่เหล็กในที่ซึ่งพลาสมาถูกทำให้ร้อนแบบ ohmic. อะตอมจะแตกตัวเป็นไอออนเมื่อพวกมันเคลื่อนผ่านพลาสม่าและติดกับดักโดยสนามแม่เหล็ก. จากนั้น ไอออนพลังงานสูงจะโอนบางส่วนของพลังงานของพวกมันไปที่อนุภาคพลาสม่าในการชนซ้ำ, ซึ่งเป็นการเพิ่มอุณหภูมิของพลาสม่า

การบีบอัดด้วยแม่เหล็ก[แก้]

ก๊าซสามารถถูกทำให้ร้อนโดยการบีบอัดอย่างฉับพลัน. ในลักษณะเดียวกับ, อุณหภูมิของพลาสมาจะเพิ่มขึ้นถ้ามีการบีบอัดอย่างรวดเร็วโดยการเพิ่มสนามแม่เหล็กที่ใช้เก็บกัก. ในระบบของ tokamak การบีบอัดนี้จะประสบความสำเร็จได้ง่ายโดยการย้ายพลาสม่าเข้าไปในภูมิภาค ของสนามแม่เหล็กที่สูงขึ้น(เช่นเข้าสู่ศูนย์กลาง). เนื่องจากการบีบอัดพลาสม่าจะนำไอออนเข้ามาใกล้กัน, กระบวนการมีประโยชน์เพิ่มเติมของการอำนวยความสะดวกในความสำเร็จของความหนาแน่นที่จำเป็นสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่น

ชุดหลอด hyperfrequency (84 GHz และ 118 GHz) เพื่อให้ความร้อนพลาสมาโดยคลื่น อิเล็กตรอน cyclotron บน tokamak ที่มีรูปแบบแปรค่า (อังกฤษ: Tokamak à Configuration Variable (TCV)). ด้วยความเอื้อเฟื้อจาก CRPP-EPFL, Association Suisse-Euratom.

การให้ความร้อนด้วยคลื่นความถี่วิทยุ[แก้]

คลื่นแม่เหล็กไฟฟ้าความถี่สูงจะถูกสร้างโดย ออสซิลเลเตอร์ (มักจะโดย gyrotrons หรือ klystrons) ด้านนอกของทอรัส. ถ้าคลื่นมีความถี่(หรือความยาวคลื่น)ที่ถูกต้องและเกิด polarization, พลังงานของมันสามารถถูกถ่ายโอนไปยังอนุภาคที่ถูกประจุในพลาสมา, ซึ่งจะชนกับอนุภาคพลาสม่าอื่นๆ, ซึ่งจะเป็นการเพิ่มอุณหภูมิของพลาสม่าขนาดใหญ่. เทคนิคต่างๆที่มีอยู่ รวมทั้งการให้ความร้อนแบบ electron cyclotron resonance (ECRH) และ ion cyclotron resonance. พลังงานนี้จะถูกโอนโดยไมโครเวฟ

การระบายความร้อนของ tokamak[แก้]

ปฏิกิริยาฟิวชันในพลาสม่าที่หมุนวนรอบเครื่องปฏิกรณ์ tokamak จะผลิตนิวตรอนพลังงานสูงจำนวนมาก. นิวตรอนเหล่านี้, เป็นกลางทางไฟฟ้า, จะไม่ถูกยึดอยู่ในกระแสของพลาสม่าโดยแม่เหล็ก toroid อีกต่อไปและจะดำเนินการต่อจนกระทั่งถูกหยุดโดยผนังด้านในของ tokamak" นี้เป็นข้อได้เปรียบที่ใหญ่ของเครื่องปฏิกรณ์ tokamak เนื่องจาก นิวตรอนอิสระเหล่านี้ให้วิธีการง่ายๆที่จะดึงความร้อนออกจากกระแสพลาสม่า; นี้เป็นวิธีการที่เครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่นจะสร้างพลังงานที่สามารถใช้งานได้. ผนังด้านในของ tokamak จะต้องมีการระบายความร้อน เพราะนิวตรอนเหล่านี้ให้พลังงานมากพอที่จะละลายผนังของเครื่องปฏิกรณ์. ระบบ cryogenic ถูกใช้ในการป้องกันการสูญเสียความร้อนจาก แม่เหล็กตัวนำยิ่งยวด. ส่วนใหญ่แล้ว ฮีเลียมเหลวและ ไนโตรเจนเหลวจะถูกใช้เป็นสารทำความเย็น[8]. แผ่นเซรามิกที่ถูกออกแบบมาเป็นพิเศษเพื่อทนต่ออุณหภูมิที่สูงจะยังถูกวางอยู่บนผนัง ภายในเครื่องปฏิกรณ์เพื่อป้องกันแม่เหล็กและตัวเครื่องปฏิกรณ์เอง

การทดลองของ tokamaks[แก้]

การดำเนินงานในปัจจุบัน[แก้]

(ลำดับเวลาของการเริ่มต้นการดำเนินงาน)

Alcator C-Mod
  • 1960s: TM1-MH (ตั้งแต่ 1977 รุ่น Castor, ตั้งแต่ 2007 รุ่น Golem [9]) ในกรุงปราก, สาธารณรัฐเช็ก; ในการดำเนินงานในสถาบัน Kurchatov ตั้งแต่ช่วงต้น 1960s; เปลี่ยนชื่อเป็น Castor ในปี 1977 และย้ายไป IPP CAS[10], กรุงปราก; 2007 ย้ายไป FNSPE, มหาวิทยาลัยเทคนิคแห่งเช็กในกรุงปราก และเปลี่ยนชื่อเป็น Golem[11].
  • 1975: T-10 ในสถาบัน Kurchatov, มอสโก, รัสเซีย (สหภาพโซเวียตเดิม); 2 เมกะวัตต์
  • 1978: TEXTOR ใน Jülich, เยอรมัน
  • 1983: Joint European Torus (JET) ใน Culham , สหราชอาณาจักร
  • 1983: Novillo Tokamak [12] ที่ Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares ใน เม็กซิโกซิตี้, ประเทศเม็กซิโก
  • 1985: JT-60, ใน Naka, Ibaraki Prefecture, ญี่ปุ่น; (ปัจจุบันอยู่ระหว่างการอัพเกรดให้เป็นรุ่นซูเปอร์โมเดลระดับสูง)
  • 1987: STOR-M, มหาวิทยาลัยซัสแคตชีแวน; ประเทศแคนาดา, การสาธิตครั้งแรกของ กระแสสลับใน tokamak.
  • 1988: Tore Supra[13], ที่ Commissariat à l'Énergie Atomique, Cadarache, ฝรั่งเศส
  • 1989: Aditya ที่ สถาบันเพื่อการวิจัยพลาสมา (IPR) ในรัฐคุชราต, อินเดีย
  • 1980s: DIII-D[14], ในซานดิเอโก, สหรัฐอเมริกา ที่ดำเนินการโดย General Atomics ตั้งแต่ปลายทศวรรษ 1980
  • 1989: COMPASS[10], ในปราก, สาธารณรัฐเช็ก; ในการดำเนินงานตั้งแต่ปี 2008, ก่อนหน้านี้ ดำเนินการ 1989-1999 ใน Culham, สหราชอาณาจักร
  • 1990: Frascati Tokamak Upgrade (FTU) ใน Frascati, อิตาลี
  • 1991 : Tokamak ISTTOK[15], ที่ Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear, ลิสบอน, โปรตุเกส;
    มุมมอง ด้านนอกของเครื่องปฏิกรณ์ National Spherical Torus Experiment (NSTX)
  • 1991: ASDEX อัพเกรด, ใน Garching, เยอรมนี
  • 1992: H-1NF (H -1 National Plasma Fusion Research Facility)[16] ขึ้นอยู่กับอุปกรณ์ H-1 Heliac สร้างขึ้นโดย กลุ่มพลาสมาฟิสิกส์ มหาวิทยาลัยแห่งชาติออสเตรเลีย และ เริ่มดำเนินงานตั้งแต่ปี 1992
  • 1992: Alcator C-Mod[17], เอ็มไอที, เคมบริดจ์, สหรัฐอเมริกา
  • 1992: Tokamak à configuration variable (TCV ) ที่ EPFL, สวิตเซอร์แลนด์
  • 1994: Tokamak Chauffage Alfvén Brésiliene (TCABR), ที่มหาวิทยาลัย เซาเปาโล, เซา เปาโล, บราซิล; tokamak นี้ถูกย้ายมาจาก Centre des Recherches en Physique des Plasmas ใน สวิตเซอร์แลนด์
  • 1995: HT-7 ใน เหอเฟย์, จีน
  • 1999: Mega Ampere Spherical Tokamak (MAST) ใน Culham, สหราชอาณาจักร
  • 1999: National Spherical Torus Experiment (NSTX) ใน พรินซ์ตัน, นิวเจอร์ซีย์
  • 1990s: Pegasus Toroidal Experiment [18] ที่มหาวิทยาลัยวิสคอนซิน-แมดิสัน; ดำเนินการมาตั้งแต่ปลายปี 1990s
  • 2002: HL-2A, ในเฉิงตู ประเทศจีน
  • 2006 : Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) (HT-7U) ใน เหอเฟย์, จีน (สมาชิก ITER )
  • 2008: KSTAR ใน Daejon, เกาหลีใต้ (สมาชิก ITER)
  • 2010: JT-60SA ใน Naka, ญี่ปุ่น (สมาชิก ITER); อัพเกรดจาก JT-60
  • 2012: SST-1 ใน คานธีนคร, อินเดีย (สมาชิก ITER); สถาบันเพื่อการวิจัยพลาสมา รายงาน การดำเนินที่ 1000 วินาที[19].
  • 2012: IR-T1, มหาวิทยาลัยอิสลาม Azad, สาขาวิทยาศาสตร์และการวิจัย, เตหะราน ประเทศอิหร่าน [20]

การดำเนินการก่อนหน้านี้[แก้]

ห้องควบคุมของเครื่อง tokamak รุ่น Alcator C ที่ศูนย์วิทยาศาสตร์และฟิวชั่นพลาสม่า, MIT ประมาณปี 1982-1983
  • 1960s T-3 และ T-4 ในสถาบัน Kurchatov, มอสโก, รัสเซีย (สหภาพโซเวียตเดิม); T-4 ดำเนินงานในปี 1968
  • 1963: LT-1, กลุ่มพลาสมาฟิสิกส์ มหาวิทยาลัยแห่งชาติออสเตรเลีย สร้าง tokamak ตัวแรก นอกสหภาพโซเวียต
  • 1971-1980: Texas Turbulent Tokamak, มหาวิทยาลัยเท็กซัสที่ออสติน, สหรัฐอเมริกา
  • 1973-1976 : Tokamak de Fontenay aux Roses (TFR) ใกล้กรุงปารีสประเทศฝรั่งเศส
  • 1973-1979 : Alcator, MIT, USA
  • 1978-1987 : Alcator C, MIT, USA
  • 1979-1998: MT-1 Tokamak, Budapest, Hungary (สร้างที่สถาบัน Kurchatov, Russia, ขนส่งไปฮังการีในปี 1979, สร้างใหม่เป็น MT-1M ในปี 1991)
  • 1982-1997: TFTR, มหาวิทยาลัยพรินซ์ตัน, USA
  • 1987-1999: Tokamak de Varennes; Varennes, แคนาดา; ดำเนินการโดย ไฮโดรควิเบก และใช้งานโดยนักวิจัยจาก Institut de recherche en électricité du Québec (IREQ) และ Institut national de la recherche scientifique (INRS)
  • 1988-2005: T-15 ใน Kurchatov สถาบัน Kurchatov, มอสโก, รัสเซีย (สหภาพโซเวียตเดิม); 10 เมกะวัตต์
  • 1991-1998 : Small Tight Aspect Ratio Tokamak (START) ใน Culham, สหราชอาณาจักร
  • 1990-2001: COMPASS ใน Culham, สหราชอาณาจักร
  • 1994-2001 : HL-1M Tokamak ใน เฉิงตู, จีน
  • 1999-2005 : Tokamak ไฟฟ้าของยูซีแอลเอ ใน Los Angeles, USA

แผนดำเนินงานต่อไป[แก้]

  • ITER, โครงการระหว่างประเทศใน Cadarache, ฝรั่งเศส; 500 MW; เริ่มก่อสร้างในปี 2010 พลาสม่าแรกคาดว่าจะสำเร็จในปี 2020[21].
  • DEMO; 2,000 เมกะวัตต์, ดำเนินการอย่างต่อเนื่อง, เชื่อมต่อกับกริดไฟฟ้า. วางแผนที่จะเป็นทายาทของ ITER; การก่อสร้างจะเริ่มขึ้นใน 2024 ตามตารางเวลาเบื้องต้น

ดูเพิ่ม[แก้]

อ้างอิง[แก้]

  1. Bondarenko B D "Role played by O. A. Lavrent'ev in the formulation of the problem and the initiation of research into controlled nuclear fusion in the USSR" Phys. Usp. 44 844 (2001) available online
  2. Merriam-Webster Online
  3. Great Soviet Encyclopedia, 3rd edition, entry on "Токамак", available online here [1]
  4. Kruger, S. E.; Schnack, D. D.; Sovinec, C. R., (2005). "Dynamics of the Major Disruption of a DIII-D Plasma". Phys. Plasmas 12, 056113. doi:10.1063/1.1873872. <http://www.scidac.gov/FES/FES_FusionGrid/pubs/kruger-phys-plasma-2005.pdf
  5. Wurden, G., (2011) International Workshop "MFE Roadmapping in the ITER Era", Princeton <http://advprojects.pppl.gov/Roadmapping/presentations/MFE_POSTERS/WURDEN_Disruption_RiskPOSTER.pdf>
  6. Baylor, L. R.; Combs, S. K.; Foust, C. R.; Jernigan, T.C.; Meitner, S. J.; Parks, P. B.; Caughman, J. B.; Fehling, D. T.; Maruyama, S.; Qualls, A. L.; Rasmussen, D. A.; Thomas, C. E., (2009). "Pellet Fuelling, ELM Pacing and Disruption Mitigation Technology Development for ITER". Nucl. Fusion 49 085013. doi:10.1088/0029-5515/49/8/085013. <http://www-pub.iaea.org/MTCD/Meetings/FEC2008/it_p6-19.pdf>
  7. Thornton, A. J.; Gibsonb, K. J.; Harrisona, J. R.; Kirka, A.; Lisgoc, S. W.; Lehnend, M.; Martina, R.;, Naylora, G.; Scannella, R.; Cullena, A. and MAST Team Thornton, A.,(2011). "Disruption mitigation studies on the Mega Amp Spherical Tokamak (MAST)". Journal Nucl. Mat. 415, 1, Supplement, 1, S836-S840. doi:10.1016/j.jnucmat.2010.10.029.
  8. Tokamak Cryogenics reference
  9. Golem tokamak
  10. 10.0 10.1 Institute of Plasma Physics, Czech Academy of Science
  11. History of Golem
  12. Ramos J., Meléndez L. et al., Diseño del Tokamak Novillo, Rev. Mex. Fís. 29 (4), 551, 1983
  13. Tore Supra
  14. DIII-D (video)
  15. ISTTOK
  16. http://h1nf.anu.edu.au/media/pdfs/Blackwell_AIP_fusion_article_draft_6-1.pdf
  17. Alcator C-Mod
  18. Pegasus Toroidal Experiment
  19. The SST-1 Tokamak Page
  20. "Tokamak". Pprc.srbiau.ac.ir. สืบค้นเมื่อ 2012-06-28. 
  21. "ITER & Beyond. The Phases of ITER.". สืบค้นเมื่อ 12 September 2012.