Tokamak

tokamak
Descubridor o Inventor Igor Evgenievich Tamm , Andrey Dmitrievich Sajarov y Oleg Alexandrovich Lavrentiev
tiene una forma toro
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Tokamak ( cámara toroidal con bobinas magnéticas ) es una instalación toroidal de confinamiento magnético de plasma para conseguir las condiciones necesarias para que se produzca una fusión termonuclear controlada .

El plasma en un tokamak no está retenido por las paredes de la cámara, que no pueden soportar la temperatura necesaria para las reacciones termonucleares , sino por un campo magnético combinado especialmente creado  : un campo de corriente toroidal externa y poloidal que fluye a través de la columna de plasma. Frente a otras instalaciones que utilizan un campo magnético para confinar el plasma, el uso de corriente eléctrica es la característica principal del tokamak. La corriente en el plasma proporciona calentamiento del plasma y mantiene el equilibrio de la columna de plasma en la cámara de vacío. Este tokamak, en particular, se diferencia del stellarator , que es uno de los esquemas de confinamiento alternativos en los que se crean campos toroidales y poloidales utilizando campos externos.bobinas magnéticas .

El reactor tokamak se está desarrollando actualmente como parte del proyecto científico internacional ITER .

Historia

La propuesta de utilizar la fusión termonuclear controlada con fines industriales y un esquema específico utilizando el aislamiento térmico de plasma de alta temperatura mediante un campo eléctrico fueron formuladas por primera vez por el físico soviético O. A. Lavrentiev en un trabajo de mediados de 1950. Este trabajo sirvió como catalizador para la investigación soviética sobre el problema de la fusión termonuclear controlada [1] . A. D. Sakharov e I. E. Tamm en 1951 propusieron modificar el esquema proponiendo una base teórica para un reactor termonuclear, donde el plasma tendría la forma de un toro y estaría sujeto por un campo magnético. Al mismo tiempo, los científicos estadounidenses propusieron la misma idea, pero "olvidada" hasta la década de 1970 [2] .

El término "tokamak" fue acuñado en 1957 [3] por Igor Nikolaevich Golovin , alumno del académico Kurchatov . Inicialmente, sonaba como " tokamag ", una abreviatura de las palabras " cámara toroidal magnética ", pero N. A. Yavlinsky , el autor del primer sistema toroidal, sugirió reemplazar " -mag " con " -mak " para eufonía [4] . Más tarde, este nombre fue tomado prestado por muchos idiomas.

El primer tokamak se construyó en 1954 [5] y, durante mucho tiempo, los tokamak solo existieron en la URSS. Sólo después de 1968 , cuando en el T-3 tokamak , construido en el Instituto de Energía Atómica. I. V. Kurchatov , bajo la dirección del académico L. A. Artsimovich , logró una temperatura electrónica del plasma de 1 keV (que corresponde a [6] 11,6 millones de °C ) [7] [8] , y científicos ingleses del laboratorio de Culham (Nicol Peacock y otros) llegaron a la URSS con su equipo [9] , hicieron mediciones en el T-3 y confirmaron este hecho [10] [11] , que en un principio se negaron a creer, comenzó un verdadero boom de tokamaks en el mundo. A partir de 1973, Boris Borisovich Kadomtsev dirigió el programa de investigación de física del plasma tokamak .

En la actualidad, el tokamak se considera el dispositivo más prometedor para la fusión termonuclear controlada [12] .

Dispositivo

El problema principal

Los iones cargados positivamente y los electrones cargados negativamente en el plasma termonuclear tienen energías muy altas y, en consecuencia, velocidades altas. Para mantener el proceso de fusión, las partículas de plasma calientes deben mantenerse en la región central, de lo contrario, el plasma se enfriará rápidamente. Los dispositivos de fusión con confinamiento magnético utilizan el hecho de que las partículas cargadas en un campo magnético experimentan la fuerza de Lorentz y se mueven en espiral a lo largo de las líneas de fuerza [13] .

El sistema de retención magnética más simple es un solenoide. El plasma en el solenoide girará en espiral alrededor de las líneas de fuerza que corren por su centro, evitando el movimiento lateral. Sin embargo, esto no impide el movimiento hacia los extremos. La solución obvia es doblar el solenoide en un círculo, formando un toro. Sin embargo, se ha demostrado que tal arreglo no es uniforme; por razones puramente geométricas, el campo en el borde exterior del toroide es más pequeño que en el interior. Esta asimetría hace que los electrones y los iones se desplacen a través del campo y finalmente golpeen las paredes del toro [14] .

La solución es dar forma a las líneas para que no solo rodeen el toro, sino que se tuerzan como las rayas de una piruleta. En tal campo, cualquier partícula individual terminaría en el borde exterior, donde se desplazaría en una dirección, digamos hacia arriba, y luego, siguiendo su línea magnética alrededor del toroide, terminaría en el borde interior, donde se desplazaría. La otra manera. Esta solución no es la ideal, pero los cálculos han demostrado que es suficiente para mantener el combustible en el reactor durante un tiempo útil [13] .

Solución TOKAMAK

Las dos primeras soluciones para crear un diseño de torsión requerido fueron el stellarator, que hizo esto por medio de un dispositivo mecánico que torció todo el toro, y el diseño de pellizco en z, que hizo pasar una corriente eléctrica a través del plasma para crear un segundo campo magnético. para el mismo propósito. Ambas soluciones mostraron un tiempo de confinamiento de plasma mejorado en comparación con un toro simple, pero ambas también mostraron muchos defectos que causaron la pérdida de plasma de los reactores de energía de partículas que estaba por encima del límite de estabilidad.

En su estructura física, el tokamak es esencialmente idéntico al concepto z-pinch. La innovación clave fue darse cuenta de que la inestabilidad que hace que el pellizco pierda plasma se puede controlar [15] . El problema era lo " serpenteantes " que eran los márgenes; los campos que hacían que las partículas entraran y salieran más de una vez por órbita alrededor de un toro de eje largo eran mucho más estables que los dispositivos con menos torsión. Esta relación de giros a órbitas se conoció como el factor de seguridad, denotado por q . Los dispositivos anteriores operan en q cerca de 1 ⁄ 3 , mientras que el tokamak opera en q >> 1 . Esto aumenta la estabilidad en varios órdenes de magnitud.

Una consideración más cuidadosa del problema plantea la necesidad de una componente vertical (paralela al eje de rotación) del campo magnético. La fuerza de Lorentz de una corriente de plasma toroidal en un campo vertical proporciona una fuerza interna que mantiene el toro de plasma en equilibrio.

Otros temas

El tokamak resuelve el problema de la estabilidad del plasma en un sentido general, pero el plasma también está sujeto a una serie de inestabilidades dinámicas. La inestabilidad de la curvatura de la columna de plasma se suprime en gran medida por el diseño del tokamak, lo que indica los altos factores de seguridad de la solución de tokamak. La ausencia de torceduras en los filamentos de plasma permitió que el tokamak funcionara a temperaturas mucho más altas que las máquinas anteriores, y esto permitió que surgieran muchos fenómenos nuevos.

Una de ellas, las órbitas banana , es causada por la amplia gama de energías de las partículas en el tokamak: la mayor parte del combustible está caliente, pero un cierto porcentaje es mucho más frío. Debido a la fuerte torsión de los campos en el tokamak, las partículas, siguiendo sus líneas de fuerza, se mueven rápidamente hacia el borde interior y luego hacia el exterior. A medida que se mueven hacia adentro, están sujetos a campos magnéticos crecientes debido al radio más pequeño de la concentración del campo. Las partículas de baja energía en el combustible rebotarán en este campo creciente y comenzarán a retroceder a través del combustible, chocando con los núcleos de mayor energía y dispersándolos fuera del plasma. Este proceso parásito conduce a una pérdida parcial de combustible del reactor [16] .

Eficiencia, encendido y Q

Uno de los primeros objetivos de cualquier dispositivo de fusión controlada es alcanzar el punto de equilibrio , el punto en el que la energía liberada por las reacciones de fusión es igual a la cantidad de energía utilizada para sostener la reacción. La relación entre la producción de energía y la entrada de energía se denota Q y el punto de equilibrio corresponde a Q en 1. Q se necesita más de uno para que un reactor produzca energía limpia. Por razones prácticas, es deseable que el valor de Q sea significativamente mayor.

Una vez que se alcanza el equilibrio Q, la columna de plasma se autocalienta, lo que generalmente conduce a un rápido crecimiento de Q. Esto se debe al hecho de que parte de la energía liberada por las reacciones de fusión del combustible termonuclear más común, una mezcla de deuterio y el tritio en una proporción de 50:50, se encuentra en forma de partículas alfa. Pueden chocar con núcleos de combustible en el plasma y calentarlo aún más, reduciendo la cantidad de calor externo necesario. En algún punto, conocido como ignición, este autocalentamiento interno es suficiente para mantener la reacción en cadena sin ningún calentamiento externo, correspondiente a Q infinito.

En el caso de un tokamak, este proceso de autocalentamiento se maximiza si las partículas alfa permanecen en el combustible el tiempo suficiente para garantizar que colisionen con el combustible. Debido a que los componentes alfa están cargados eléctricamente, están sujetos a los mismos campos que confinan el plasma combustible. El tiempo que pasan en el combustible se puede maximizar si su órbita en el campo permanece dentro del plasma. El fenómeno se observa cuando la corriente eléctrica en el plasma es de aproximadamente 3 MA [17] .

TOKAMAK mejorado y

A principios de la década de 1970, cuando se estaba investigando en Princeton sobre el uso de potentes imanes superconductores en futuros diseños de tokamaks, se estudió su disposición. Se dieron cuenta de que la disposición de las bobinas toroidales principales significaba que había una tensión significativamente mayor entre los imanes dentro de la curvatura, donde estaban más juntos. Con esto en mente, los investigadores notaron que las fuerzas de tensión dentro de los imanes se alinearían si tuvieran forma de D en lugar de O. Esta solución se conoció como la "bobina D de Princeton".

Anteriormente se recurría a la solución en forma de D, aunque por razones completamente diferentes. El factor de seguridad varía a lo largo del eje del haz de plasma; por razones puramente geométricas, siempre es menor en el borde interior del plasma más cercano al centro de la máquina, porque allí el eje mayor es más corto. Esto significa que una máquina con promedio {{{1}}} puede ser inferior a 1 en ciertas áreas. En la década de 1970, se propuso que una forma de contrarrestar esto y crear un diseño con un promedio q más alto era dar forma a los campos magnéticos para que el plasma solo llenara la mitad exterior del toroide, con forma de D o C, en lugar de la sección transversal circular normal.

Una de las primeras máquinas D-plasma fue la JET, cuyo desarrollo comenzó en 1973. Esta decisión se tomó por razones tanto teóricas como prácticas; dado que la fuerza es mayor en el borde interior del toro, hay una fuerza neta mayor que empuja hacia adentro todo el reactor. La forma de D mostró la ventaja de reducir la fuerza resultante y también hizo que el borde interno soportado fuera más plano, por lo que el cable de plasma era más fácil de sostener [18] . El código que examinó el diseño general notó que la forma no circular se desplazaría verticalmente lentamente, lo que condujo a la adición de un sistema de retroalimentación activo para mantenerla centrada. [19] Después de que JET eligiera este diseño, el equipo Doublet III de General Atomics rediseñó este vehículo en un D-IIID con una sección transversal en forma de D, y también fue aprobado para el diseño japonés JT-60. Desde entonces, este arreglo se ha vuelto en gran medida universal.

Un problema que se observa en todos los reactores de fusión es que la presencia de elementos más pesados ​​hace que la energía se pierda a un ritmo mayor, enfriando el plasma. En una etapa muy temprana del desarrollo de la energía de fusión, se encontró una solución a este problema: un desviador , de hecho, un gran espectrómetro de masas, que determinaba la liberación de elementos más pesados ​​​​del reactor. Esto fue originalmente parte del diseño del stellarator , en el que los devanados magnéticos se integraban fácilmente. Sin embargo, en el futuro, la creación de un desviador para un tokamak resultó ser un problema de diseño muy difícil.

El aumento de las energías de la columna de plasma ha agudizado el problema de la carga térmica que ejerce el plasma sobre la pared de la cámara de confinamiento. Existen materiales que pueden soportar esta carga, pero son metales caros y pesados. Cuando tales materiales se pulverizan al chocar con iones calientes, sus átomos se mezclan con el combustible y lo enfrían rápidamente. La solución utilizada en la mayoría de los diseños de tokamak es el tapón, un pequeño anillo de metal ligero que sobresale en la cámara para que el plasma la golpee antes de golpear las paredes. Esto destruyó la contención y provocó que sus átomos se mezclaran con el combustible, pero estos materiales más livianos causan menos daño que los materiales de las paredes. Cuando los reactores cambiaron a D-plasma, rápidamente se notó que también se podía formar una corriente de partículas de plasma fuera de control. Con el tiempo, esto llevó a la idea de utilizar los campos para crear un desviador interno que expulse los elementos más pesados ​​del combustible, generalmente hacia el fondo del reactor. Allí, se utiliza una piscina de metal de litio líquido como una especie de restricción; las partículas lo golpean y se enfrían rápidamente, permaneciendo en el litio. Esta piscina interna es mucho más fácil de enfriar debido a su ubicación, y aunque algunos de los átomos de litio entran en el plasma, su masa muy baja lo convierte en un problema mucho menor que incluso los metales más ligeros que se han utilizado antes.

Mientras se probaban los modos con este plasma recién formado, se notó que ciertas configuraciones de campos y parámetros de plasma a veces entran en lo que ahora se conoce como alto confinamiento o modo H, que opera de manera estable a temperaturas y presiones más altas. La operación en modo H, también vista en stellarators, es actualmente el principal objetivo de diseño de tokamak.

Además, la diferencia de densidad de la columna de plasma provoca corrientes eléctricas internas. Este fenómeno se conoce como corriente de arranque y permite que un reactor diseñado adecuadamente genere parte de la corriente interna necesaria para autotorcer las líneas del campo magnético sin necesidad de que sea suministrada desde una fuente externa. Esta solución tiene una serie de ventajas, y todos los diseños modernos intentan generar la mayor cantidad posible de su corriente total a través del proceso de arranque.

A principios de la década de 1990, la combinación de estas y otras características dio lugar al concepto de "tokamak avanzado". Esto constituye la base de la investigación moderna, incluido el ITER.

Disrupción de plasma

Los tokamaks están sujetos a eventos conocidos como "problemas técnicos", que hacen que la restricción se pierda en milisegundos. Hay dos mecanismos principales. En un caso, el "Evento de desplazamiento vertical" (VDE), todo el plasma se mueve verticalmente hasta que toca la parte superior o inferior de la cámara de vacío. Por otro lado, una "perturbación grave", inestabilidad magnetohidrodinámica no axisimétrica de longitud de onda larga hace que el plasma adopte formas no simétricas, a menudo comprimiéndose en la parte superior e inferior de la cámara [20] . Cuando el plasma toca las paredes del recipiente, experimenta un enfriamiento rápido o "enfriamiento térmico". En el caso de una destrucción severa, esto suele ir acompañado de un aumento a corto plazo en la corriente de plasma a medida que se concentra. La extinción finalmente conduce a la destrucción del plasma contenido. En caso de avería grave, la corriente vuelve a caer, "extinción de corriente". No hay un aumento inicial en la corriente en VDE, y el enfriamiento térmico y de corriente ocurren simultáneamente. [20] En ambos casos, la carga térmica y eléctrica del plasma se transfiere rápidamente a la vasija del reactor, que debe soportar estas cargas. ITER está diseñado para procesar 2600 eventos de este tipo a lo largo de su existencia . [21]

Para los dispositivos modernos de alta energía, en los que las corrientes de plasma son del orden de 15 megaamperios por ITER, es posible que un aumento de corriente a corto plazo durante una falla grave exceda un umbral crítico. Esto sucede cuando la corriente crea una fuerza sobre los electrones que excede las fuerzas de fricción durante la colisión de partículas en el plasma. En este caso, los electrones pueden acelerarse rápidamente a velocidades relativistas, creando los llamados "electrones desbocados" en una avalancha de electrones desbocados relativistas [21] y retener su energía incluso cuando la corriente se apaga en la parte principal del plasma. La ruptura puede alcanzar los 12 megaamperios de corriente en un área pequeña, que está más allá de las capacidades de cualquier solución de aislamiento de cámara de vacío mecánica [20] . Los Tokamaks están diseñados con la expectativa de un daño mínimo en un número finito de incidentes con la interrupción del pellizco de plasma, hasta la falla completa del reactor.

Calefacción por plasma

En un reactor de fusión en funcionamiento, parte de la energía generada servirá para mantener la temperatura del plasma a medida que se suministren deuterio y tritio frescos . Sin embargo, al arrancar el reactor, ya sea inicialmente o después de una parada temporal, el plasma debe calentarse a una temperatura de funcionamiento de más de 10 keV (más de 100 millones de grados Celsius). En los experimentos actuales de fusión magnética en tokamaks (y otros), no se genera suficiente energía para mantener la temperatura del plasma y se debe proporcionar un calentamiento externo constante. Investigadores chinos crearon un tokamak superconductor avanzado experimental (EAST) en 2006, que se cree que mantiene una temperatura de plasma de 100 millones de grados Celsius (el sol tiene 15 millones de grados Celsius), que se requiere para iniciar la fusión entre los átomos de hidrógeno, según el última prueba realizada en ESTE (prueba realizada en noviembre de 2018).

Calentamiento por radiofrecuencia

Las ondas electromagnéticas de alta frecuencia son generadas por osciladores (a menudo girotrones o klistrones ) fuera del toro. Si las ondas tienen la frecuencia (o longitud de onda ) y polarización correctas , su energía puede transferirse a partículas cargadas en el plasma, que a su vez chocan con otras partículas de plasma, elevando así la temperatura general del plasma en el volumen. Existen varios métodos, incluido el calentamiento por resonancia de ciclotrón de electrones (ECRH) y el calentamiento por resonancia de ciclotrón de iones. Esta energía generalmente se transmite en el rango de microondas.

Calentamiento resistivo de un filamento de plasma

Debido a que el plasma es un conductor eléctrico, puede calentarse al pasar una corriente a través de él; la corriente inducida, que proporciona la mayor parte del campo poloidal, es también la principal fuente de calentamiento inicial.

El calentamiento causado por la corriente inducida se denomina calentamiento óhmico (o resistivo); este es el mismo tipo de calentamiento que ocurre en una bombilla eléctrica o en un calentador eléctrico. El calor generado depende de la resistencia del plasma y de la cantidad de corriente eléctrica que lo atraviesa. Pero a medida que aumenta la temperatura del plasma calentado, la resistencia disminuye y el calentamiento óhmico se vuelve menos eficiente. Resulta que la temperatura máxima del plasma alcanzada por calentamiento óhmico en un tokamak es de 20 a 30 millones de grados centígrados. Para obtener temperaturas aún más altas, se deben utilizar métodos de calentamiento adicionales.

La corriente es inducida por una corriente en constante aumento a través de una bobina electromagnética conectada al toro de plasma: el plasma puede considerarse como el devanado secundario de un transformador. En esencia, este es un proceso de pulso, ya que hay un límite en la corriente a través del devanado primario (también hay otros límites para pulsos largos). Por lo tanto, los tokamaks deben operar por períodos cortos de tiempo o depender de otros medios de calefacción y corriente.

Compresión magnética de un filamento de plasma

El gas se puede calentar mediante una fuerte compresión. De manera similar, la temperatura de un plasma aumenta si se comprime rápidamente por un aumento en el campo magnético de confinamiento. En un tokamak, esta contracción se logra simplemente moviendo el plasma a una región con un campo magnético más fuerte (es decir, radialmente hacia adentro). Dado que la compresión de plasma acerca los iones, el proceso tiene el beneficio adicional de facilitar el logro de la densidad requerida para un reactor de fusión.

La compresión magnética fue un área de investigación en una etapa temprana .  estampida tokamak ”y fue el objetivo de uno de los principales desarrollos: ATC. Desde entonces, este concepto no ha sido ampliamente adoptado, aunque un concepto algo similar es parte del desarrollo científico de General Fusion.

Inyección de haz neutro

La inyección de haz neutro implica la introducción de átomos o moléculas de alta energía (movimiento rápido) en un plasma calentado óhmicamente contenido dentro de un tokamak por un campo magnético.

Los átomos de alta energía se producen como iones en la cámara de arco y luego se expulsan a través de la rejilla de alto voltaje. El término "fuente de iones" generalmente se usa para referirse a un conjunto que consta de un conjunto de filamentos emisores de electrones, un volumen de cámara de arco y un conjunto de rejillas de escape. Un segundo dispositivo, similar en concepto, se usa para acelerar electrones por separado a la misma energía. La masa más ligera de electrones hace que este dispositivo sea mucho más pequeño que su contraparte iónica. Luego, los dos haces se cruzan donde los iones y los electrones se recombinan en átomos neutros, lo que les permite moverse a través de los campos magnéticos.

Tan pronto como el haz neutro ingresa al tokamak, se producen interacciones con los iones de plasma principales. Esto tiene dos efectos. Primero, los átomos introducidos se reionizan y se cargan, quedando así atrapados dentro del reactor y aumentando la masa del combustible. En segundo lugar, el proceso de ionización se produce como consecuencia de los impactos del resto del combustible, que acumulan energía en este combustible, calentándolo.

Este tipo de calentamiento no tiene restricciones internas de energía (temperatura), a diferencia del método óhmico, pero su velocidad está limitada por la corriente en las boquillas. El voltaje de extracción de la fuente de iones es típicamente del orden de 50-100 kV, y se están desarrollando fuentes de iones negativos de alto voltaje (-1 MV) para ITER. La instalación de prueba de haces neutros del ITER en Padua será la primera instalación del ITER en empezar a funcionar [22] .

Aunque la inyección de haz neutro se usa principalmente para calentar plasma, también se puede usar como herramienta de diagnóstico y control de retroalimentación, generando un haz pulsado que consiste en una secuencia de pulsos de haz cortos de 2 a 10 ms de duración . El deuterio es el combustible principal para los sistemas de calefacción de haz neutro, mientras que el hidrógeno y el helio a veces se usan para experimentos separados.

Tokamaks y sus características

En total, se construyeron unos 300 tokamaks en el mundo. Los más grandes de ellos se enumeran a continuación.

URSS y Rusia

Kazajistán

China

Europa

Francia

Estados Unidos

Japón

Véase también

Notas

  1. ↑ Bondarenko B. D. El papel de O. A. Lavrentiev al plantear la pregunta e iniciar la investigación sobre la fusión termonuclear controlada en la URSS Copia de archivo fechada el 12 de septiembre de 2017 en Wayback Machine // UFN 171 , 886 (2001).
  2. ↑ The Soviet Magnetic Confinement Fusion Program: An International future (SW 90-  ) Consultado el 27 de junio de 2019. Archivado desde el original el 5 de noviembre de 2010.
  3. ↑ Shafranov V. D. Perspectivas de sistemas magnéticos helicoidales para CTS  // Uspekhi Fizicheskikh Nauk . - Academia Rusa de Ciencias , 1999. - T. 169 , No. 7 . - S. 808 .
  4. ↑ Pogosov A. Yu., Dubkovsky V. A. Radiación ionizante: radioecología, física, tecnología, protección: un libro de texto para estudiantes universitarios / Editado por el Doctor en Ciencias Técnicas, Profesor Pogosov A. Yu . - Odessa : Ciencia y Tecnología, 2013. - S. 343. - ISBN 978-966-1552-27-1 .
  5. ↑ Vladimir Reshetov Ocean of Energy Copia de archivo fechada el 13 de noviembre de 2013 en Wayback Machine // Around the World
  6. ↑ Garry McCracken, Peter Stott. Fusión: La Energía del Universo . - Elsevier Academic Press , 2015. - P. 167. - ISBN 0-12-481851-X .
  7. ↑ Artsimovich L. A. et al. Estudios experimentales en las instalaciones de Tokamak (CN-24/B-1)  // Investigación de física de plasma y fusión nuclear controlada. Actas de la Tercera Conferencia Internacional sobre Física del Plasma e Investigación de Fusión Nuclear Controlada, celebrada por el Organismo Internacional de Energía Atómica en Novosibirsk, del 1 al 7 de agosto de 1968. - Viena : Organismo Internacional de Energía Atómica , 1969. - vol. 1.- Pág. 157-173.
  8. ↑ Juho Miettunen. Modelado del transporte global de impurezas en tokamaks en presencia de efectos no axisimétricos . - Helsinki : Unigrafia Oy, 2015. - P. 19. - (Doctoral Dissertations 61/2015, serie de publicaciones de la Universidad Aalto ). - ISBN 978-952-60-6189-4 . Archivado el 8 de julio de 2019 en Wayback Machine .
  9. ↑ Robert Arnoux . Hacia Rusia con un termómetro , ITER Newsline 102 (9 de octubre de 2009). Archivado desde el original el 8 de julio de 2019. Consultado el 8 de julio de 2019.
  10. ↑ Peacock NJ et al. Medición de la temperatura de electrones por dispersión de Thomson en Tokamak T3  (inglés)  // Nature: revista. - 1969. - Vol. 224 . - Pág. 488-490 . -doi : 10.1038/ 224488a0 .
  11. ↑ Velikhov E.P. No permitió que el alma fuera perezosa. Al 95 aniversario del académico L.A. Artsimovich  // Boletín de la Academia Rusa de Ciencias . - 2004. - T. 74 , N º 10 . - S. 940 . Archivado el 22 de octubre de 2020.
  12. ↑ Jeffrey P. Freidberg. Física del Plasma y Energía de Fusión . - Cambridge University Press, 2007. - P.  116-117 . — ISBN 978-0-521-85107-7 .
  13. ↑ 12 Wesson , 1999 , pág. 13
  14. ↑ Bromberg, 1982 , pág. dieciséis.
  15. ↑ Kenward, 1979b , pág. 627.
  16. ↑ Wesson, 1999 , págs. 15–18.
  17. ↑ Wesson, 1999 , pág. veinte.
  18. ↑ Wesson, 1999 , pág. 22
  19. ↑ Wesson, 1999 , pág. 26
  20. ↑ 1 2 3 Kruger, SE; Schnack, DD; Sovinec, C. R. (2005). "Dinámica de la interrupción mayor de un plasma DIII-D" (PDF) . física plasmas _ 12 (5): 056113. Código Bib : 2005PhPl...12e6113K . DOI : 10.1063/1.1873872 . Archivado (PDF) desde el original el 27 de febrero de 2013 . Consultado el 21-10-2021 . Parámetro obsoleto utilizado |deadlink=( ayuda )
  21. ↑ 1 2 Electrones fugitivos en Tokamaks y su mitigación en ITER Archivado el 8 de marzo de 2021 en Wayback Machine , S. Putvinski, Organización ITER
  22. ↑ Instalación de prueba de haz neutro (PDF) (informe técnico). Archivado desde el original (PDF) el 2016-10-10 . Consultado el 21-10-2021 . Parámetro obsoleto utilizado |deadlink=( ayuda )
  23. ↑ Alexander Voytyuk. Los físicos rusos calentaron el plasma en el tokamak esférico Globus-M2 registrado . nplus1.ru . Consultado el 26 de julio de 2022. Archivado desde el original el 26 de julio de 2022.
  24. ↑ E3B1C256-BFCB-4CEF-88A6-1DCCD7666635 . Consultado el 1 de junio de 2021. Archivado desde el original el 1 de junio de 2021.
  25. ↑ Oficina central, NucNet asbl, Bruselas Bélgica. Fusión nuclear/Comisiones de China Reactor HL-2M . La Agencia Independiente de Noticias Nucleares Globales . Consultado el 2 de agosto de 2021. Archivado desde el original el 2 de agosto de 2021.
  26. ↑ China completa un nuevo tokamak - Nuclear Engineering International . www.neimamagazine.com . Consultado el 2 de agosto de 2021. Archivado desde el original el 19 de septiembre de 2021.
  27. ↑ Averías en la instalación de NSTX-U Archivado el 19 de octubre de 2016 en Wayback Machine // 3/10/2016.

Literatura

Enlaces

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