Tokamak

Fra Wikipedia, den frie encyklopædi
Spring til navigation Spring til søgning
Tokamak’ens magnetfelter og strømme. Der er her vist de toroidale (donut-formede) felter og de spoler (blå), som danner dem. Plasma-strømmen er vist (rød) og det poloidale felt, som inducerer strømmen - og det resulterende snoede felt, når disse lægges sammen.

En tokamak (tокамак) er en type fusionsreaktordesign, som anvender et torusformet magnetfelt til at indeslutte plasmaet. Navnet stammer fra den russiske forkortelse токамак, for "тороидальная камера в магнитных катушках" (toroidalnaja kamera v magnitnykh katusjkakh) – "toroidalkammer i magnetspoler".

For at opnå en stabil plasmaligevægt forudsætter det magnetfeltlinjer, der bevæger sig rundt om torussen med en skruelinjeform. Sådan et skruelinjeformet felt kan dannes ved at tilføje et toroidalformet felt (gående rundt om torussen i cirkler) og en poloidalt felt (gående i cirkler vinkelret på dette toroidale felt). I en tokamak dannes det toroidale felt med elektromagneter, som går rundt om torussen - og det poloidale felt er resultatet af en toroidal elektrisk strøm, der løber inde i plasmaet. Denne elektriske vekselstrøm bliver induceret i plasmaet med et andet system af elektromagneter.

Tokamakken er en af adskillige typer af magnetiske indeslutningsenheder og er en af de mest udforskede kandidater for at opnå et producere en styret termonuklear fusionskraft. Magnetfelter anvendes til at indeslutte plasmaet, da ingen faststoffer kan klare de ekstremt høje plasmatemperaturer.

Tokamakker blev opfundet i 1950'erne af de sovjetiske fysikere Igor Tamm og Andrei Sakharov - og inspireret af en oprindelig ide fra Oleg Lavrentiev.[1]

Eksperimentelle tokamakker[redigér | rediger kildetekst]

Aktuelt i drift[redigér | rediger kildetekst]

(i kronologisk orden fra driftsstart)

Alcator C-Mod

Tidligere i drift[redigér | rediger kildetekst]

Alcator C tokamak's kontrolrum ved MIT Plasma Science and Fusion Center, omkring 1982–1983.

Planlagte[redigér | rediger kildetekst]

  • ITER, internationalt projekt i Cadarache, Frankrig; 500 MW; bygning startede i 2010, første plasma forventes i 2020.[14]
  • DEMO; 2000 MW, vedvarende drift, forbundet til elnettet. Planlagt efterfølger til ITER; bygning forventes startet i 2024.

Kilder/referencer[redigér | rediger kildetekst]

  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. ^ Golem tokamak
  3. ^ a b "Institute of Plasma Physics, Czech Academy of Science". Arkiveret fra originalen 1. september 2015. Hentet 25. oktober 2014.
  4. ^ "History of Golem". Arkiveret fra originalen 17. februar 2013. Hentet 25. oktober 2014.
  5. ^ Ramos J., Meléndez L. et al., Diseño del Tokamak Novillo, Rev. Mex. Fís. 29 (4), 551, 1983
  6. ^ "Tore Supra". Arkiveret fra originalen 15. november 2012. Hentet 25. oktober 2014.
  7. ^ DIII-D (video)
  8. ^ "ISTTOK". Arkiveret fra originalen 7. marts 2010. Hentet 25. oktober 2014.
  9. ^ "Arkiveret kopi" (PDF). Arkiveret fra originalen (PDF) 13. marts 2018. Hentet 25. oktober 2014.
  10. ^ Alcator C-Mod
  11. ^ Pegasus Toroidal Experiment
  12. ^ The SST-1 Tokamak Page
  13. ^ "Tokamak". Pprc.srbiau.ac.ir. Arkiveret fra originalen 12. maj 2012. Hentet 2012-06-28.
  14. ^ "ITER & Beyond. The Phases of ITER". Hentet 12. september 2012.

Se også[redigér | rediger kildetekst]

Eksterne henvisninger[redigér | rediger kildetekst]

Commons-logo.svg
Wikimedia Commons har medier relateret til: