توكاماك
التوكاماك أو توكـَمـَك (Tokamak؛ /ˈtoʊkəmæk/؛ روسية: токамáк) وهو جهاز يستخدم مجال مغناطيسي قوي لحصر پلازما في شكل طارة. توكاماك هو واحد من عدة أنواع من أجهزة الحصر المغناطيسي التي يتم تطويرها لإنتاج طاقة الاندماج نووية حرارية. اعتبارا من 2021[تحديث]، يعتبر توكاماك المرشح الرئيسي لمفاعل الاندماج العملي.[1]
وُضع تصور مبدئي لتوكاماك في الخمسينيات من قبل الفيزيائيين السوڤييت إيگور تام وأندريه سخاروڤ، مستوحى من خطاب أوليگ لاڤرينتييڤ. نُسب أول عمل توكاماك إلى عمل ناتان ياڤلينسكي على T-1 في عام 1958.[2]وقد أُثبت أن توازن الپلازما المستقر يتطلب خط المجال المغناطيسي الذي يلتف حول الحلقة في لولب. حاولت أجهزة مثل زد-پنش والستيلارايتر ذلك، لكنها أظهرت عدم استقرار خطير. كان تطوير المفهوم المعروف الآن باسم عامل الأمان (المسمى q في التدوين الرياضي) هو الذي وجه تطوير توكاماك; من خلال ترتيب المفاعل بحيث يكون هذا العامل الحرج q دائماً أكبر من 1، فقد حد التوكاماك بفعالية حالة عدم الاستقرار الذي تعرضت له التصاميم السابقة.
بحلول منتصف الستينيات، بدأت تصميمات توكاماك في إظهار أداء محسن بشكل كبير. صدرت النتائج الأولية عام 1965 ولكن تم تجاهلها. قام ليمان سپتزر بفصلهم عن السيطرة بعد ملاحظة المشاكل المحتملة في نظامهم لقياس درجات الحرارة. تم نشر مجموعة ثانية من النتائج في عام 1968، هذه المرة تدعي الأداء قبل أي آلة أخرى بكثير. عندما قوبلت هذه أيضاً بتشكك، دعا السوڤييت وفداً من المملكة المتحدة لإجراء قياساتهم الخاصة. وقد أكدت هذه النتائج السوڤيتية، وأدى نشرها في عام 1969 إلى تدافع بناء توكاماك.
بحلول منتصف السبعينيات، استُخدمت العشرات من التوكاماك في جميع أنحاء العالم. وبحلول أواخر السبعينيات، كانت هذه الآلات قد وصلت إلى جميع الظروف اللازمة للاندماج العملي، وإن لم يكن في نفس الوقت ولا في مفاعل واحد. بهدف التعادل (عامل اكتساب طاقة الاندماج) الذي يساوي 1 في الاعتبار الآن، تم تصميم سلسلة جديدة من الآلات التي تعمل بوقود اندماجي من الديوتريوم والتريتيوم. هذه الآلات، ولا سيما الحلقة الأوروبية المشتركة (JET)، مختبر التوكاماك لمفاعل الاندماج (TFTR)، كان لها هدف واضح يتمثل في الوصول إلى نقطة التعادل.
بدلاً من ذلك، أظهرت هذه الآلات مشاكل جديدة حدت من أدائها. سيتطلب حل هذه المشكلات آلة أكبر بكثير وأكثر تكلفة، تتجاوز قدرات أي دولة بمفردها. بعد اتفاق مبدئي بين رونالد ريگان وميخائيل گورباتشوڤ في نوفمبر 1985، ظهر جهد المفاعل النووي الحراري التجريبي الدولي (ITER) ولا يزال يمثل الجهد الدولي الأساسي لتطوير قوة الاندماج العملية. يستمر استخدام العديد من التصميمات الصغيرة والفروع مثل توكاماك الكروي للتحقيق في پارامترات الأداء وغيرها من المشكلات. اعتبارا من 2020[تحديث]، يظل JET صاحب الرقم القياسي لخرج الاندماج، حيث يصل إلى 6 MW من الإخراج لـ 24 MW من تسخين طاقة الإدخال.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
أصل الاسم
كلمة توكاماك هي نسخ حرفي للكلمة الروسية токамак، وهي اختصار لأي من:
- тороидальная камера с магнитными катушками
- toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami
- toroidal chamber with magnetic coils; غرفة حلقية بملفات مغناطيسية
أو
- тороидальная камера с аксиальным магнитным полем
- toroidal'naya kamera s aksial'nym magnitnym polem
- toroidal chamber with axial magnetic field.[3] غرفة حلقية بمجال مغناطيسي محوري
أُنشئ المصطلح في عام 1957 بواسطة إيگور گولوڤين،[4][أ] نائب مدير مختبر أجهزة القياس بأكاديمية العلوم، اليوم معهد كورتشاتوڤ. كما اقتُرح مصطلح مشابه، توكوماگ، لبعض الوقت.[6]
التاريخ
الخطوات الأولى
في عام 1934، كان مارك أوليفانت وپول هارتيك وإرنست رذرفورد أول من حقق الاندماج على الأرض ، باستخدام معجل الجسيمات لإطلاق نوى الديوتريوم في رقائق معدنية تحتوي على الديوتريوم أو ذرات أخرى.[7] وسمح لهم ذلك بقياس المقطع العرضي النووي لتفاعلات الاندماج المختلفة، وتحديد أن تفاعل الديوتريوم-الديوتريوم حدث عند طاقة أقل من التفاعلات الأخرى، وبلغ ذروته عند حوالي 100,000 إلكترونڤولت (100 keV).[8][ب]
ITER
.jpg)
التصميم
الستيلراتور
الستيلراتور هو أيضاً طريقة مشابهة لبناء المفاعلات اللإندماجية غير أنها تمتلك ميزة أن تقليل الخسائر الناتجة عن التداخلات لا يكون عن طريق تيار كهربائي يضخ في الپلازما بل عن طريق بناء وشكل هندسي أكثر تعقيدا للمغناطيسات التي تولد الحقل المغنطيسي.
ويشترك كلا المفاعلين في ميزة أنهما أكثر أمناً من المفاعلات التقليدية الانشطارية بسبب أن تفاعل الانشطار النووي ينقطع بمجرد ملامسة الپلازما لجدار المفاعل، كما أن النفايات الناتجة أقل إشعاعاً من تلك التي تنتج عن مفاعلات نووية انشطارية.
تسخين الپلازما
في مفاعل الاندماج التشغيلي، سيعمل جزء من الطاقة المولدة على الحفاظ على درجة حرارة البلازما عند إدخال الديوتريوم والتريتيوم. ومع ذلك، عند بدء تشغيل المفاعل، إما في البداية أو بعد الإغلاق المؤقت، يجب تسخين الپلازما إلى درجة حرارة التشغيل التي تزيد عن 10 كيلو ڤولت (أكثر من 100 مليون درجة مئوية). في تجارب الاندماج المغناطيسي الحالية كتوكاماك (وغيرها)، يتم إنتاج طاقة اندماج غير كافية للحفاظ على درجة حرارة الپلازما، ويجب توفير تسخين خارجي ثابت. وقد أنشأ باحثون صينيون توكاماك تجريبي متقدم فائق التوصيل (EAST) في عام 2006 والذي يُعتقد أنه يحافظ على پلازما 100 مليون درجة مئوية (الشمس تبلغ درجة حرارة 15 مليون درجة مئوية) وهو أمر ضروري لبدء الاندماج بين ذرات الهيدروجين، وفقاً لآخر اختبار تم إجراؤه في الشرق (تم إجراء الاختبار في نوفمبر 2018).
التسخين الأومي ~ inductive mode
نظراً لأن الپلازما موصل كهربائي، فمن الممكن تسخين الپلازما عن طريق تحفيز تيار من خلالها; التيار المستحث الذي يوفر معظم المجال المغناطيسي المرتبط بمجال كهربائي حلقي وهو أيضاً مصدر رئيسي للتسخين الأولية.
يسمى التسخين الناجم عن التيار المستحث بالتسخين الأومي (أو المقاومة); إنه نفس نوع التسخين الذي يحدث في المصباح الكهربائي أو في السخان الكهربائي. تعتمد الحرارة المتولدة على مقاومة الپلازما وكمية التيار الكهربائي الذي يمر عبرها. ولكن مع ارتفاع درجة حرارة الپلازما الساخنة، تقل المقاومة ويصبح التسخين الأومي أقل فعالية. يبدو أن درجة حرارة الپلازما القصوى التي يمكن بلوغها بالتسخين الأومي في توكاماك هي 20-30 مليون درجة مئوية. للحصول على درجات حرارة أعلى، يجب استخدام طرق تسخين إضافية.
يُحرَّض التيار عن طريق الزيادة المستمرة للتيار من خلال ملف كهرومغناطيسي مرتبط بحلقة الپلازما: يمكن النظر إلى البلازما على أنها ملف ثانوي لمحول. هذه عملية نبضية بطبيعتها لأن هناك حداً للتيار خلال المرحلة الأولية (هناك أيضاً قيود أخرى على النبضات الطويلة). لذلك يجب أن تعمل التوكاماك إما لفترات قصيرة أو تعتمد على وسائل أخرى للتسخين وتحويل التيار.
الضغط المغناطيسي
يمكن تسخين الغاز عن طريق الضغط المفاجئ. بنفس الطريقة، تزداد درجة حرارة الپلازما إذا تم ضغطها بسرعة عن طريق زيادة المجال المغناطيسي المحاصر. في توكاماك، يتم تحقيق هذا الضغط ببساطة عن طريق تحريك الپلازما إلى منطقة ذات مجال مغناطيسي أعلى (أي شعاعياً إلى الداخل). نظراً لأن ضغط الپلازما يقرب الأيونات من بعضها، فإن هذه العملية لها فائدة إضافية تتمثل في تسهيل الوصول إلى الكثافة المطلوبة لمفاعل الاندماج.
كان الضغط المغناطيسي أحد مجالات البحث في "تدافع توكاماك" الأولي، وكان الغرض من أحد التصميمات الرئيسية، وهو ATC. لم يتم استخدام هذا المفهوم على نطاق واسع منذ ذلك الحين، على الرغم من أن مفهوماً مشابهاً إلى حد ما هو جزء من تصميم الاندماج العام.
حقن شعاع محايد
يتضمن الحقن بالحزمة المحايدة إدخال ذرات أو جزيئات عالية الطاقة (سريعة الحركة) في پلازما محصورة مغناطيسياً مسخنة أومياً داخل التوكاماك.
تنشأ الذرات عالية الطاقة على شكل أيونات في حجرة قوسية قبل استخلاصها من خلال مجموعة شبكة عالية الجهد. يستخدم مصطلح "مصدر أيون" بشكل عام ليعني التجميع الذي يتكون من مجموعة من الأسلاك الباعثة للإلكترون، وحجم غرفة القوس، ومجموعة من شبكات الاستخراج. جهاز آخر، مشابه من حيث المفهوم، يستخدم لتسريع الإلكترونات بشكل منفصل إلى نفس الطاقة. الكتلة الأخف من الإلكترونات تجعل هذا الجهاز أصغر بكثير من نظيره الأيوني. ثم يتقاطع الشعاعان، حيث تتحد الأيونات والإلكترونات في ذرات متعادلة، مما يسمح لها بالانتقال عبر الحقول المغناطيسية.
بمجرد دخول الحزمة المحايدة إلى توكاماك، تحدث تفاعلات مع أيونات الپلازما الرئيسية. هذا له تأثيران. أحدهما هو أن الذرات المحقونة تتأين مرة أخرى وتصبح مشحونة، وبالتالي تصبح محاصرة داخل المفاعل وتضيف إلى كتلة الوقود. والآخر هو أن عملية التأين تحدث من خلال التأثيرات مع باقي الوقود، وهذه التأثيرات ترسب الطاقة في ذلك الوقود وتسخينه.
هذا النوع من التسخين ليس له حدود متأصلة في الطاقة (درجة الحرارة)، على عكس الطريقة الأومية، لكن معدله يقتصر على التيار في الحاقنات. عادةً ما تكون جهود استخراج مصدر الأيونات في حدود 50-100 كيلو فولت، ويتم تطوير مصادر الجهد العالي والأيونات السالبة (-1 MV) لـ ITER. ستكون منشأة اختبار الشعاع المحايد ITER في پادوڤا أول منشأة ITER تبدأ التشغيل.[10]
بينما يستخدم الحقن بالحزمة المحايدة بشكل أساسي لتسخين الپلازما، يمكن استخدامه أيضاً كأداة تشخيصية وفي التحكم في التغذية الراجعة عن طريق صنع شعاع نابض يتكون من سلسلة من ومضات الحزمة القصيرة 2-10 مللي ثانية. الديوتريوم هو وقود أساسي لأنظمة تسخين الحزمة المحايدة، ويستخدم الهيدروجين والهيليوم أحياناً في تجارب مختارة.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
التسخين بتردد الراديو
تُنشأ الموجات الكهرومغناطيسية عالية التردد بواسطة المذبذبات (غالباً بواسطة گيروترونات أو كليسترونات خارج الطارة. إذا كان للموجات التردد الصحيح (أو الطول الموجي) والاستقطاب، فيمكن نقل طاقتها إلى الجسيمات المشحونة في الپلازما، والتي بدورها تصطدم بجزيئات الپلازما الأخرى، مما يؤدي إلى زيادة درجة حرارة كتلة الپلازما. توجد تقنيات مختلفة بما في ذلك التسخين بالتجاوب السيكلوتروني (ECRH) والتسخين بالرنين الأيوني السيكلوتروني. عادة ما يتم نقل هذه الطاقة عن طريق الموجات الدقيقة.
جرد الجسيمات
تتكون تصريفات الپلازما داخل حجرة التفريغ في توكاماك من أيونات وذرات نشطة وتصل الطاقة من هذه الجسيمات في النهاية إلى الجدار الداخلي للغرفة من خلال الإشعاع أو الاصطدامات أو عدم الاحتباس. يتم تبريد الجدار الداخلي للغرفة بالماء ويتم إزالة الحرارة من الجزيئات عن طريق التوصيل عبر الجدار إلى الماء ونقل الماء الساخن إلى نظام تبريد خارجي.
تسمح المضخات الجزيئية التوربينية أو مضخات الانتشار بإخلاء الجسيمات من الحجم السائب والمضخات المبردة، التي تتكون من سطح مبرد بالهيليوم السائل، تعمل على التحكم بفعالية في الكثافة في جميع أنحاء التفريغ من خلال توفير حوض طاقة لحدوث التكثيف. عندما يتم إجراؤها بشكل صحيح، تنتج تفاعلات الاندماج كميات كبيرة من النيوترونات عاليو الطاقة. نظراً لكون النيوترونات محايدة كهربائياً وصغيرة نسبياً، فإنها لا تتأثر بالمجالات المغناطيسية ولا يتم إيقافها كثيراً بغرفة التفريغ المحيطة.
يتم تقليل تدفق النيوترونات بشكل كبير عند حدود درع النيوترون المصمم لهذا الغرض والذي يحيط التوكاماك في جميع الاتجاهات. تختلف مواد الدرع ولكنها بشكل عام مواد مصنوعة من ذرات قريبة من حجم النيوترونات لأنها تعمل بشكل أفضل لامتصاص النيوترون وطاقته. تشمل المواد المرشحة الجيدة تلك التي تحتوي على الكثير من الهيدروجين، مثل الماء والبلاستيك. تعتبر ذرات البورون أيضاً ماصات جيدة للنيوترونات. وهكذا، فإن الخرسانة والپولي إيثيلين المُطعّم بالبورون يصنعان مواد حماية نيوترونية غير مكلفة.
بمجرد تحريره، يتمتع النيوترون بعمر نصف قصير نسبياً يبلغ حوالي 10 دقائق قبل أن يتحلل إلى بروتون وإلكترون مع انبعاث الطاقة. عندما يحين الوقت لمحاولة توليد الكهرباء فعلياً من مفاعل قائم على توكاماك، فإن بعض النيوترونات المنتجة في عملية الاندماج سيتم امتصاصها بواسطة غطاء معدني سائل، وسيتم استخدام طاقتها الحركية في عمليات نقل الحرارة لتحويل المولد في النهاية .
مشروعات التوكاماك التجريبية
الشغالة حالياً
(بترتيب زمني لبدء العمليات)
- 1960s: TM1-MH (since 1977 as Castor; since 2007 as Golem[11]) in Prague, Czech Republic. In operation in Kurchatov Institute since the early 1960s but renamed to Castor in 1977 and moved to IPP CAS,[12] Prague. In 2007 moved to FNSPE, Czech Technical University in Prague and renamed to Golem.[13]
- 1975: T-10، في معهد كورتشاتوڤ، موسكو، روسيا (الاتحاد السوفيتي سابقاً); 2 ميگاواط
- 1983: الحلقة الأوروبية المشتركة (JET)، في كولهام، المملكة المتحدة
- 1986: DIII-D,[14] في سان دييگو، الولايات المتحدة الأمريكية; تشغلها جنرال أتومكس منذ أواخر الثمانينيات
- 1987: STOR-M, University of Saskatchewan; Canada; first demonstration of alternating current in a tokamak[مطلوب توضيح][بحاجة لمصدر]
- 1988: Tore Supra,[15] at the CEA, Cadarache, France
- 1989: Aditya, at Institute for Plasma Research (IPR) in Gujarat, India
- 1989: COMPASS,[12] in Prague, Czech Republic; in operation since 2008, previously operated from 1989 to 1999 in Culham, United Kingdom
- 1990: FTU,[16] in Frascati, Italy
- 1991: ISTTOK,[17] at the Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear, Lisbon, Portugal
- 1991: ASDEX Upgrade, in Garching, Germany
- 1992: H-1NF (H-1 National Plasma Fusion Research Facility)[18] based on the H-1 Heliac device built by Australia National University's plasma physics group and in operation since 1992
- 1992: Tokamak à configuration variable (TCV), at the EPFL, Switzerland
- 1993: HBT-EP Tokamak, at the Columbia University in New York City, USA[19]
- 1994: TCABR, at the University of São Paulo, São Paulo, Brazil; this tokamak was transferred from Swiss Plasma Center in Switzerland
- 1995: HT-7, at the Institute of Plasma Physics, Hefei, China
- 1996: Pegasus Toroidal Experiment[20] at the University of Wisconsin–Madison; in operation since the late 1990s
- 1999: NSTX in Princeton, New Jersey
- 1999: Globus-M in Ioffe Institute, Saint Petersburg, Russia
- 2000: ETE at the National Institute for Space Research, São Paulo, Brazil
- 2002: HL-2A, in Chengdu, China
- 2006: EAST (HT-7U), in Hefei, at The Hefei Institutes of Physical Science, China (ITER member)
- 2008: KSTAR, in Daejon, South Korea (ITER member)
- 2010: JT-60SA, in Naka, Japan (ITER member); upgraded from the JT-60.
- 2012: Medusa CR, in Cartago, at the Costa Rica Institute of Technology, Costa Rica
- 2012: SST-1, in Gandhinagar, at the Institute for Plasma Research, India (ITER member)
- 2012: IR-T1, Islamic Azad University, Science and Research Branch, Tehran, Iran[21]
- 2015: ST25-HTS at Tokamak Energy Ltd in Culham, United Kingdom
- 2017: KTM – this is an experimental thermonuclear facility for research and testing of materials under energy load conditions close to ITER and future energy fusion reactors, Kazakhstan
- 2018: ST40 at Tokamak Energy Ltd in Oxford, United Kingdom
- 2020: HL-2M China National Nuclear Corporation and the Southwestern Institute of Physics, China
- 2020: MAST Upgrade, in Culham, United Kingdom
اشتغلت سابقاً
- 1960s: T-3 and T-4, in Kurchatov Institute, Moscow, Russia (formerly Soviet Union); T-4 in operation in 1968.
- 1963: LT-1, Australia National University's plasma physics group built a device to explore toroidal configurations, independently discovering the tokamak layout
- 1970: Stellarator C reopens as the Symmetric Tokamak in May at PPPL
- 1971–1980: Texas Turbulent Tokamak, University of Texas at Austin, US
- 1972: The Adiabatic Toroidal Compressor begins operation at PPPL
- 1973–1976: Tokamak de Fontenay aux Roses (TFR), near Paris, France
- 1973–1979: Alcator A, MIT, US
- 1975: Princeton Large Torus begins operation at PPPL
- 1978–1987: Alcator C, MIT, US
- 1978–2013: TEXTOR, in Jülich, Germany
- 1979–1998: MT-1 Tokamak, Budapest, Hungary (Built at the Kurchatov Institute, Russia, transported to Hungary in 1979, rebuilt as MT-1M in 1991)
- 1980–1990: Tokoloshe Tokamak, Atomic Energy Board, South Africa[22]
- 1980–2004: TEXT/TEXT-U, University of Texas at Austin, US
- 1982–1997: TFTR, Princeton University, US
- 1983–2000: Novillo Tokamak,[23] at the Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, in Mexico City, Mexico
- 1984–1992: HL-1 Tokamak, in Chengdu, China
- 1985–2010: JT-60, in Naka, Ibaraki Prefecture, Japan; (Being upgraded 2015–2018 to Super, Advanced model)
- 1987–1999: Tokamak de Varennes; Varennes, Canada; operated by Hydro-Québec and used by researchers from Institut de recherche en électricité du Québec (IREQ) and the Institut national de la recherche scientifique (INRS)
- 1988–2005: T-15, in Kurchatov Institute, Moscow, Russia (formerly Soviet Union); 10 MW
- 1991–1998: START, in Culham, United Kingdom
- 1990s–2001: COMPASS, in Culham, United Kingdom
- 1994–2001: HL-1M Tokamak, in Chengdu, China
- 1999–2006: UCLA Electric Tokamak, in Los Angeles, US
- 1999–2014: MAST, in Culham, United Kingdom
- 1992–2016: Alcator C-Mod,[24] MIT, Cambridge, US
المزمعة
.jpg)
- ITER, مشروع دولي في كادراش، فرنسا; 500 ميگاواط بدأ البناء في عام 2010، ومن المتوقع أن يتم إنشاء أول پلازما في عام 2025. ومن المتوقع أن يعمل بكامل طاقته بحلول عام 2035.[25]
- DEMO; 2000 ميگاواط، تشغيل مستمر، متصل بشبكة الكهرباء. الخلف المخطط له لـ ITER; سيبدأ البناء في عام 2024 وفقاً للجدول الزمني الأولي.
- CFETR،المعروف أيضاً باسم "مفاعل اختبار هندسة الانصهار الصيني"; 200 ميگاواط مفاعل الاندماج الصيني من الجيل التالي، هو جهاز توكاماك جديد.[26][27][28][29]
- K-DEMO في كوريا الجنوبية; من 2200 إلى 3000 ميگاواط، صافٍ لتوليد الكهرباء في حدود 500 ميگاواط; من المستهدف البناء بحلول عام 2037.[30]
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
انظر أيضاً
- Magnetic mirrors
- النسق المحدود بالحواف، عدم استقرار پلازما توكاماك
- والستيلارايتر، تصميم بديل
- Reversed-field pinch, an alternative design
- Divertor, used in long pulse tokamaks
- Ball-pen probe
- Dimensionless parameters in tokamaks in the article on Plasma scaling
- معيار لوسون، ومنتج ثلاثي، ضروري لكسر التعادل والاشتعال
- طاقة الاندماج#سجلات، inc beta, Q
- مفاعل الاندماج آرك، تصميم توكاماك لمعهد ماساتشوستس للتكنولوجيا
- قائمة مقالات الپلازما (فيزياء)
ملاحظات
- ^ Shafranov also states the term was used "after 1958".[5]
- ^ يحدث الاندماج D–T عند طاقات أقل، ولكن لم يكن التريتيوم معروفاً في ذلك الوقت. خلق عملهم التريتيوم، لكنهم لم يفصلوا عنه كيميائياً لإثبات وجوده. تم تنفيذ هذا بواسطة لويس ألڤاريز وروبرت كورنوگ في عام 1939.[9]
المراجع
الهامش
- ^ Greenwald, John (24 August 2016). "Major next steps for fusion energy based on the spherical tokamak design". Princeton Plasma Physics Laboratory. United States Department of Energy. Retrieved 16 May 2018.
- ^ Arnoux, Robert. "Which was the first 'tokamak' – or was it 'tokomag'?". ITER. Retrieved 6 November 2018.
- ^ "Tokamak". Merriam-Webster.
- ^ Shafranov 2001, p. 839.
- ^ Shafranov 2001, p. 840.
- ^ Arnoux, Robert (27 October 2008). "Which was the first 'tokamak' – or was it 'tokomag'?". ITER.
- ^ Oliphant, Mark; Harteck, Paul; Rutherford, Ernest (1934). "Transmutation Effects Observed with Heavy Hydrogen". Proceedings of the Royal Society. 144 (853): 692–703. Bibcode:1934RSPSA.144..692O. doi:10.1098/rspa.1934.0077.
- ^ McCracken & Stott 2012, p. 35.
- ^ Alvarez, Luis; Cornog, Robert (1939). "Helium and Hydrogen of Mass 3". Physical Review. 56 (6): 613. Bibcode:1939PhRv...56..613A. doi:10.1103/PhysRev.56.613.
- ^ قالب:Cite techreport
- ^ Vojtěch Kusý. "GOLEM @ FJFI.CVUT". cvut.cz.
- ^ أ ب "Tokamak Department, Institute of Plasma Physics". cas.cz. Archived from the original on 1 September 2015.
- ^ "History of Golem". Archived from the original on 17 February 2013.
- ^ DIII-D (video)
- ^ Tore Supra Archived 15 نوفمبر 2012 at the Wayback Machine
- ^ EMazzitelli, Giuseppe. "ENEA-Fusion: FTU". www.fusione.enea.it.
- ^ "Centro de Fusão Nuclear". utl.pt.
- ^ Fusion Research: Australian Connections, Past and Future B. D. Blackwell, M.J. Hole, J. Howard and J. O'Connor
- ^ Gates, David (1993). Passive-stabilization-of-MHD-instabilities at high βn in the HBT-EP Tokamak (Thesis). doi:10.2172/10104897. S2CID 117710767.
- ^ "Pegasus Toroidal Experiment". wisc.edu.
- ^ "Tokamak". Pprc.srbiau.ac.ir. Retrieved 28 June 2012.
- ^ De Villiers, J. A. M.; Hayzen, A. J.; Omahony, J. R.; Roberts, D. E.; Sherwell, D. (1979). "Tokoloshe - the South African Tokamak". South African Journal of Science. 75: 155. Bibcode:1979SAJSc..75..155D.
- ^ Ramos J, de Urquijo J, Meléndez L, Muñoz C, et al. (1983). "Diseño del Tokamak Novillo" (PDF). Rev. Mex. Fís. (in الإسبانية). 29 (4): 551–592.
- ^ "MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>". mit.edu. Archived from the original on 9 July 2015.
- ^ "ITER & Beyond. The Phases of ITER". Archived from the original on 22 September 2012. Retrieved 12 September 2012.
- ^ Gao, X. (Dec 17–20, 2013). "Update on CFETR Concept Design" in 2nd IAEA DEMO Programme Workshop..
- ^ Zheng, Jinxing; Liu, Xufeng; Song, Yuntao; Wan, Yuanxi; et al. (2013). "Concept design of CFETR superconducting magnet system based on different maintenance ports". Fusion Engineering and Design. 88 (11): 2960–2966. doi:10.1016/j.fusengdes.2013.06.008.
- ^ Song, Yun Tao; et al. (2014). "Concept Design of CFETR Tokamak Machine". IEEE Transactions on Plasma Science. 42 (3): 503–509. Bibcode:2014ITPS...42..503S. doi:10.1109/TPS.2014.2299277. S2CID 24159256.
- ^ Ye, Minyou (26 March 2013). "Status of design and strategy for CFETR" (PDF).
- ^ Kim, K.; Im, K.; Kim, H.C.; Oh, S.; et al. (2015). "Design concept of K-DEMO for near-term implementation". Nuclear Fusion. 55 (5): 053027. Bibcode:2015NucFu..55e3027K. doi:10.1088/0029-5515/55/5/053027. ISSN 0029-5515.
Bibliography
- Braams, C.M. & Stott, P.E. (2002). Nuclear Fusion: Half a Century of Magnetic Confinement Research. Institute of Physics Publishing. ISBN 978-0-7503-0705-5.
- Bromberg, Joan Lisa (1982). Fusion: Science, Politics, and the Invention of a New Energy Source. MIT Press. ISBN 978-0-262-02180-7.
- Clery, Daniel (2014). A Piece of the Sun: The Quest for Fusion Energy. MIT Press. ISBN 978-1-4683-1041-2.
- Dolan, Thomas J. (1982). Fusion Research, Volume 1 – Principles. Pergamon Press. قالب:LCC.
- Herman, Robin (1990). Fusion: the search for endless energy. Cambridge University Press. ISBN 978-0-521-38373-8.
- Kadomtsev, B. (1966). "Hydrodynamic Stability of a Plasma" (PDF). Reviews of Plasma Physics. pp. 153–199.
- Kenward, Michael (24 May 1979b). "Fusion Research – the temperature rises". New Scientist. Vol. 82, no. 1156. p. 627.
- McCracken, Garry; Stott, Peter (2012). Fusion: The Energy of the Universe. Academic Press. ISBN 978-0-12-384657-0.
- Nishikawa, K. & Wakatani, M. (2000). Plasma Physics. Springer-Verlag. ISBN 978-3-540-65285-4.
- Raeder, J.; et al. (1986). Controlled Nuclear Fusion. John Wiley & Sons. ISBN 978-0-471-10312-7.
- Shafranov, Vitaly (2001). "On the history of the research into controlled thermonuclear fusion" (PDF). Journal of the Russian Academy of Sciences. 44 (8): 835–865.
- Smirnov, Vladimir (30 December 2009). "Tokamak foundation in USSR/Russia 1950–1990" (PDF). Nuclear Fusion. 50 (1): 014003. Bibcode:2010NucFu..50a4003S. CiteSeerX 10.1.1.361.8023. doi:10.1088/0029-5515/50/1/014003.
- Wesson, John; et al. (2004). Tokamaks. Oxford University Press. ISBN 978-0-19-850922-6.
- Wesson, John (November 1999). The Science of JET (PDF). JET Joint Undertaking.
وصلات خارجية
- CCFE – site from the UK fusion research centre CCFE.
- Int'l Tokamak research – various that relate to ITER
- Plasma Science – site on tokamaks from the French CEA.
- Fusion Programs at General Atomics, including the DIII-D National Fusion Facility, an experimental tokamak.
- General Atomics DIII-D Program
- Fusion and Plasma Physics Seminar at MIT OCW
- Unofficial ITER fan club – fans of the biggest tokamak planned to be built in near future.
- All-the-Worlds-Tokamaks Extensive list of current and historic tokamaks from around the world.
- SSTC-1 Overview video of a small scale tokamak concept.
- SSTC-2 at YouTube Section View Video of a small scale tokamak concept.
- SSTC-3 at YouTube Fly Through Video of a small scale tokamak concept.
- LAP Tokamak Development Information on conditions necessary for nuclear reaction in a tokamak reactor
- A. P. Frass (1973). "Engineering Problems In The Design Of Controlled Thermonuclear Reactors" (PDF). Oak Ridge National Laboratory. doi:10.2172/4547512. Retrieved 30 September 2013.
{{cite journal}}: Cite journal requires|journal=(help) - Observer Newspaper Article on Tokomak Nuclear fusion and the promise of a brighter tomorrow
Types of nuclear fusion reactor | |
|---|---|
by confinement | |
| Magnetic | |
| Inertial | |
| Other | |
طاقة الاندماج وعملياتها وأجهزتها | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| المواضيع الأساسية | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| العمليات والطرق |
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| Devices, experiments |
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
- CS1 الإسبانية-language sources (es)
- Short description is different from Wikidata
- Articles containing روسية-language text
- Pages using Lang-xx templates
- مقالات فيها عبارات متقادمة منذ 2021
- جميع المقالات التي فيها عبارات متقادمة
- مقالات فيها عبارات متقادمة منذ 2020
- Articles with hatnote templates targeting a nonexistent page
- جميع الصفحات التي تحتاج تنظيف
- مقالات بالمعرفة تحتاج توضيح from July 2020
- طاقة الانصهار
- عبارات روسية
- العلوم والتكنولوجيا في الاتحاد السوڤيتي
- اختراعات سوڤيتية
- اختراعات روسية
- توكاماك