ผลต่างระหว่างรุ่นของ "โทคาแมค"

Tokamak ถูกคิดค้นในปี 1950s โดยนักฟิสิกส์ชาวโซเวียต อิกอร์ Tamm และ อังเดร Sakharov, โดยแรงบันดาลใจจากความคิดเดิมของ โอเล็ก Lavrentiev.<ref>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 [http://ufn.ru/ufn01/ufn01_8/Russian/r018m.pdf online]</ref>.

'''Tokamak''' เป็นคำทับศัพท์ภาษารัสเซียของคำว่า '''токамак''', เป็นตัวย่อของทั้ง "'''то'''роидальная '''ка'''мера с '''ма'''гнитными '''к'''атушками" ('''''to'''roidal'naya '''ka'''mera s '''ma'''gnitnymi '''k'''atushkami'') หมายถึง ห้องรูป toroid ที่มีขดลวดแม่เหล็ก หรือ "'''то'''роидальная '''кам'''ера с '''ак'''сиальным магнитным полем" ('''''to'''roidal'naya '''kam'''era s '''ak'''sial'nym magnitnym polem'') หมายถึงห้องรูป toroid ที่มีแกนสนามแม่เหล็ก.<ref>[http://www.merriam-webster.com/dictionary/tokamak Merriam-Webster Online]</ref>.

การวิจัยเชิงทดลองของระบบ tokamak เริ่มต้นในปี 1956 ในสถาบัน Kurchatov กรุงมอสโกโดยกลุ่มของนักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตที่นำโดย เลฟ Artsimovich. กลุ่มนี้ได้สร้าง tokamaks ชุดแรก, ที่ประสบความสำเร็จมากที่สุดเป็น T-3 และรุ่นใหญ่กว่า T-4. T-4 ได้รับการทดสอบในปี 1968 ใน Novosibirsk, ในการทำปฏิกิริยาฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์แบบ quasistationary ครั้งแรก.<ref>[[Great Soviet Encyclopedia]], 3rd edition, entry on "Токамак", available online here [http://slovari.yandex.ru/art.xml?art=bse/00079/49400.htm]</ref>.

อุปกรณ์นี้ที่กระแส toroid ขนาดใหญ่ถูกจัดตั้งขึ้น (15 เมกะแอมป์ใน ITER) ทนทุกข์ทรมานจากปัญหาพื้นฐานของความมั่นคง. วิวัฒนาการไม่เชิงเส้นของความไม่เสถียรแบบ magnetohydrodynamical นำไปสู่การดับอย่างน่าสงสารของกระแสพลาสม่าในช่วงเวลาที่สั้นมาก, มีหน่วยเป็นมิลลิวินาที. อิเล็กตรอนพลังสูงจะถูกสร้างขึ้น (อิเล็กตรอนหนี) และการสูญเสีย ทั่วโลกของการเก็บกักได้เกิดขึ้นในที่สุด. พลังงานสูงมากถูกฝากเอาไว้บนพื้นที่ขนาดเล็ก. ปรากฏการณ์นี้เรียกว่าการหยุดชะงักที่สำคัญ.<ref>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</ref>. การหยุดชะงักที่สำคัญในการดำเนินงานของ tokamaks ได้เกิดขึ้นค่อนข้างบ่อยเสมอ, เป็นสองสามเปอร์เซ็นต์ของจำนวนรวมของภาพ. ในการดำเนินการอยู่ในขณะนี้ของ tokamaks, ความเสียหายมักจะมีขนาดใหญ่ แต่ไม่ค่อยน่าสงสาร. ใน tokamak ของ ITER เป็นที่คาดหวังว่า การเกิดขึ้นของจำนวนที่จำกัดของการหยุดชะงักที่สำคัญจะเกิดความเสียหายกับห้อง ที่ไม่มีความเป็นไปได้ที่จะฟื้นฟูอุปกรณ์.<ref>Wurden, G., (2011) International Workshop "MFE Roadmapping in the ITER Era", Princeton <http://advprojects.pppl.gov/Roadmapping/presentations/MFE_POSTERS/WURDEN_Disruption_RiskPOSTER.pdf></ref><ref>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></ref><ref>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}}.</ref>{{dubious|date=March 2014}}{{page needed|date=March 2014}}.

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.<ref>[http://www.dae.gov.in/ni/nijan03/page6.htm Tokamak Cryogenics reference]</ref>. แผ่นเซรามิกที่ถูกออกแบบมาเป็นพิเศษเพื่อทนต่ออุณหภูมิที่สูงจะยังถูกวางอยู่บนผนัง ภายในเครื่องปฏิกรณ์เพื่อป้องกันแม่เหล็กและตัวเครื่องปฏิกรณ์เอง

*1960s: TM1-MH (ตั้งแต่ 1977 รุ่น Castor, ตั้งแต่ 2007 รุ่น Golem <ref name=golem>[http://golem.fjfi.cvut.cz Golem tokamak]</ref>) ในกรุงปราก, สาธารณรัฐเช็ก; ในการดำเนินงานในสถาบัน Kurchatov ตั้งแต่ช่วงต้น 1960s; เปลี่ยนชื่อเป็น Castor ในปี 1977 และย้ายไป IPP CAS,<ref name=cas>[http://www.ipp.cas.cz/Tokamak/ Institute of Plasma Physics, Czech Academy of Science]</ref>, กรุงปราก; 2007 ย้ายไป FNSPE, มหาวิทยาลัยเทคนิคแห่งเช็กในกรุงปราก และเปลี่ยนชื่อเป็น Golem.<ref>[http://golem.fjfi.cvut.cz:5001/Introduction/History/GOLEM%20History History of Golem]</ref>.

*1988: Tore Supra,<ref name=ToreSupra>[http://www-drfc.cea.fr/gb/cea/ts/ts.htm Tore Supra]</ref>, ที่ Commissariat à l'Énergie Atomique, Cadarache, ฝรั่งเศส

*1980s: DIII-D,<ref name=DIII>[http://www.educatedearth.net/video.php?id=3753 DIII-D] (video)</ref>, ในซานดิเอโก, สหรัฐอเมริกา ที่ดำเนินการโดย General Atomics ตั้งแต่ปลายทศวรรษ 1980

*1989: COMPASS,<ref name=cas/>, ในปราก, สาธารณรัฐเช็ก; ในการดำเนินงานตั้งแต่ปี 2008, ก่อนหน้านี้ ดำเนินการ 1989-1999 ใน Culham, สหราชอาณาจักร

*1991 : Tokamak ISTTOK,<ref name=Isttok>[http://www.cfn.ist.utl.pt/eng/Prj_Tokamak_main_1.html#intro ISTTOK]</ref>, ที่ Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear, ลิสบอน, โปรตุเกส; [[ไฟล์:NSTX.jpg|thumb|มุมมอง ด้านนอกของเครื่องปฏิกรณ์ National Spherical Torus Experiment (NSTX)]]

*1992: Alcator C-Mod,<ref name=Alcator>[http://www.psfc.mit.edu/research/alcator/ Alcator C-Mod]</ref>, เอ็มไอที, เคมบริดจ์, สหรัฐอเมริกา

*2012: SST-1 ใน คานธีนคร, อินเดีย (สมาชิก ITER); สถาบันเพื่อการวิจัยพลาสมา รายงาน การดำเนินที่ 1000 วินาที.<ref>[http://www.ipr.res.in/sst1/SST-1.html The SST-1 Tokamak Page<!-- Bot generated title -->]</ref>.

*ITER, โครงการระหว่างประเทศใน Cadarache, ฝรั่งเศส; 500 MW; เริ่มก่อสร้างในปี 2010 พลาสม่าแรกคาดว่าจะสำเร็จในปี 2020.<ref>{{cite web|url=http://www.iter.org/proj/iterandbeyond|title=ITER & Beyond. The Phases of ITER.|accessdate=12 September 2012}}</ref>.