Tokamak

La cámara de reacción del DIII-D, un reactor experimental de fusión de tokamak operado por General Atomics en San Diego, que se ha utilizado en investigación desde que se completó a finales del decenio de 1980. La característica cámara en forma de torus se sujeta con grafito para ayudar a soportar el calor extremo.

Un tokamak (en ruso: токамáк) es un dispositivo que utiliza un potente campo magnético para confinar el plasma en forma de toro. El tokamak es uno de varios tipos de dispositivos de confinamiento magnético que se están desarrollando para producir energía de fusión termonuclear controlada. A partir de 2016, era el principal candidato para un reactor de fusión práctico.

Los tokamaks fueron conceptualizados inicialmente en la década de 1950 por los físicos soviéticos Igor Tamm y Andrei Sakharov, inspirados en una carta de Oleg Lavrentiev. El primer tokamak en funcionamiento se atribuyó al trabajo de Natan Yavlinsky en el T-1 en 1958. Se había demostrado que un equilibrio de plasma estable requiere líneas de campo magnético que se enrollen alrededor del toro en una hélice. Dispositivos como el z-pinch y el stellarator habían intentado esto, pero demostraron serias inestabilidades. Fue el desarrollo del concepto ahora conocido como factor de seguridad (etiquetado como q en notación matemática) lo que guió el desarrollo del tokamak; Al disponer el reactor de modo que este factor crítico q fuera siempre mayor que 1, los tokamaks suprimieron enérgicamente las inestabilidades que plagaban los diseños anteriores.

A mediados de la década de 1960, los diseños de tokamak comenzaron a mostrar un rendimiento muy mejorado. Los resultados iniciales se publicaron en 1965, pero se ignoraron; Lyman Spitzer los descartó después de notar problemas potenciales en su sistema para medir temperaturas. En 1968 se publicó un segundo conjunto de resultados, esta vez afirmando un rendimiento muy superior al de cualquier otra máquina. Cuando estos también fueron recibidos con escepticismo, los soviéticos invitaron a una delegación del Reino Unido a realizar sus propias mediciones. Estos confirmaron los resultados soviéticos, y su publicación de 1969 resultó en una estampida de construcción de tokamak.

A mediados de la década de 1970, se usaban docenas de tokamaks en todo el mundo. A fines de la década de 1970, estas máquinas habían alcanzado todas las condiciones necesarias para la fusión práctica, aunque no al mismo tiempo ni en un solo reactor. Con el objetivo de alcanzar el punto de equilibrio (un factor de ganancia de energía de fusión igual a 1) ahora a la vista, se diseñó una nueva serie de máquinas que funcionarían con un combustible de fusión de deuterio y tritio. Estas máquinas, en particular el Joint European Torus (JET), Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR), tenían el objetivo explícito de alcanzar el punto de equilibrio.

En cambio, estas máquinas demostraron nuevos problemas que limitaron su rendimiento. Resolverlos requeriría una máquina mucho más grande y costosa, más allá de las capacidades de cualquier país. Después de un acuerdo inicial entre Ronald Reagan y Mikhail Gorbachev en noviembre de 1985, surgió el esfuerzo del Reactor Termonuclear Experimental Internacional (ITER) y sigue siendo el principal esfuerzo internacional para desarrollar energía de fusión práctica. Muchos diseños más pequeños y ramificaciones como el tokamak esférico continúan utilizándose para investigar los parámetros de rendimiento y otros problemas. A partir de 2022, JET sigue siendo el poseedor del récord de producción de fusión, con 59 MJ de producción de energía, aunque sostenida durante un período de 5 segundos, la energía producida a corto plazo es de 11 MJ con una energía de 40 MJ. En diciembre de 2022, LLNL superó el umbral de fusión y logró una producción de energía de 3,15 MJ, mientras que solo entregó 2,05 MJ al objetivo.

Etimología

La palabra tokamak es una transliteración de la palabra rusa токамак, un acrónimo de cualquiera:

тороидальная камера с магнитными катушками

aroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami

aroidal #mber con magnetic caceites;

o

тороидальная камера с аксиальным магнитным полем

aroidal'naya kamera aksial'nym magnitnym polem

aroidal chamber con axCampo magnético ial.

El término fue creado en 1957 por Igor Golovin, el subdirector del Laboratorio de Aparatos de Medición de la Academia de Ciencias, el actual Instituto Kurchatov. Durante un tiempo también se propuso un término similar, tokomag.

Historia

Un sello de la URSS, 1987: Tokamak thermonuclear system

Primeros pasos

En 1934, Mark Oliphant, Paul Harteck y Ernest Rutherford fueron los primeros en lograr la fusión en la Tierra, usando un acelerador de partículas para inyectar núcleos de deuterio en láminas de metal que contenían deuterio u otros átomos. Esto les permitió medir la sección transversal nuclear de varias reacciones de fusión y determinaron que la reacción deuterio-deuterio ocurría a una energía más baja que otras reacciones, alcanzando un máximo de aproximadamente 100 000 electronvoltios (100 keV).

La fusión basada en aceleradores no es práctica porque la sección transversal del reactor es pequeña; la mayoría de las partículas en el acelerador se dispersarán del combustible, no se fusionarán con él. Estas dispersiones hacen que las partículas pierdan energía hasta el punto en que ya no pueden fusionarse. La energía puesta en estas partículas se pierde, y es fácil demostrar que es mucha más energía de la que pueden liberar las reacciones de fusión resultantes.

Para mantener la fusión y producir una salida de energía neta, la mayor parte del combustible debe elevarse a altas temperaturas para que sus átomos colisionen constantemente a alta velocidad; de ahí el nombre de termonuclear debido a las altas temperaturas necesarias para que se produzca. En 1944, Enrico Fermi calculó que la reacción sería autosuficiente a unos 50 000 000 K; a esa temperatura, la velocidad a la que las reacciones emiten energía es lo suficientemente alta como para calentar el combustible circundante lo suficientemente rápido como para mantener la temperatura contra pérdidas al medio ambiente, continuando la reacción.

Durante el Proyecto Manhattan, se creó la primera forma práctica de alcanzar estas temperaturas utilizando una bomba atómica. En 1944, Fermi dio una charla sobre la física de la fusión en el contexto de una entonces hipotética bomba de hidrógeno. Sin embargo, ya se había pensado en un dispositivo de fusión controlado, y James L. Tuck y Stanislaw Ulam lo habían intentado utilizando cargas con forma que impulsaban una hoja de metal infundida con deuterio, aunque sin éxito.

Los primeros intentos de construir una máquina de fusión práctica tuvieron lugar en el Reino Unido, donde George Paget Thomson seleccionó el efecto de pellizco como una técnica prometedora en 1945. Después de varios intentos fallidos de obtener financiación, se dio por vencido y pidió a dos graduados estudiantes, Stanley (Stan) W. Cousins y Alan Alfred Ware (1924–2010), para construir un dispositivo con equipos de radar sobrantes. Este se operó con éxito en 1948, pero no mostró evidencia clara de fusión y no logró ganar el interés del Establecimiento de Investigación de Energía Atómica.

Carta de Lavrentiev

En 1950, Oleg Lavrentiev, entonces sargento del Ejército Rojo estacionado en Sakhalin, escribió una carta al Comité Central del Partido Comunista de la Unión Soviética. La carta esbozaba la idea de usar una bomba atómica para encender un combustible de fusión y luego describía un sistema que usaba campos electrostáticos para contener un plasma caliente en un estado estable para la producción de energía.

La carta fue enviada a Andrei Sakharov para que la comentara. Sakharov señaló que "el autor formula un problema muy importante y no necesariamente sin solución", y encontró que su principal preocupación en el arreglo era que el plasma golpearía los cables de los electrodos, y que "las mallas anchas y un delgada parte portadora de corriente que tendrá que reflejar casi todos los núcleos incidentes de regreso al reactor. Con toda probabilidad, este requisito es incompatible con la resistencia mecánica del dispositivo."

Algunos indicios de la importancia dada a la carta de Lavrentiev se pueden ver en la velocidad con la que fue procesada; la carta fue recibida por el Comité Central el 29 de julio, Sajarov envió su revisión el 18 de agosto, en octubre, Sajarov e Igor Tamm habían completado el primer estudio detallado de un reactor de fusión y habían solicitado financiación para construirlo en enero 1951.

Confinamiento magnético

Cuando se calienta a temperaturas de fusión, los electrones de los átomos se disocian, dando como resultado un fluido de núcleos y electrones conocido como plasma. A diferencia de los átomos eléctricamente neutros, un plasma es eléctricamente conductor y, por lo tanto, puede ser manipulado por campos eléctricos o magnéticos.

La preocupación de Sakharov por los electrodos lo llevó a considerar el uso de confinamiento magnético en lugar de electrostático. En el caso de un campo magnético, las partículas circularán alrededor de las líneas de fuerza. Como las partículas se mueven a gran velocidad, sus caminos resultantes parecen una hélice. Si se organiza un campo magnético de modo que las líneas de fuerza sean paralelas y estén juntas, las partículas que orbitan líneas adyacentes pueden chocar y fusionarse.

Tal campo se puede crear en un solenoide, un cilindro con imanes envueltos alrededor del exterior. Los campos combinados de los imanes crean un conjunto de líneas magnéticas paralelas que recorren la longitud del cilindro. Esta disposición evita que las partículas se desplacen lateralmente hacia la pared del cilindro, pero no evita que se escapen por el extremo. La solución obvia a este problema es doblar el cilindro en forma de rosquilla, o toroide, de modo que las líneas formen una serie de anillos continuos. En este arreglo, las partículas giran sin fin.

Sakharov discutió el concepto con Igor Tamm y, a fines de octubre de 1950, los dos escribieron una propuesta y se la enviaron a Igor Kurchatov, el director del proyecto de la bomba atómica dentro de la URSS, y su adjunto, Igor Golovin. Sin embargo, esta propuesta inicial ignoraba un problema fundamental; cuando se colocan a lo largo de un solenoide recto, los imanes externos están espaciados uniformemente, pero cuando se doblan en un toro, están más juntos en el interior del anillo que en el exterior. Esto conduce a fuerzas desiguales que hacen que las partículas se alejen de sus líneas magnéticas.

Durante las visitas al Laboratorio de Instrumentos de Medición de la Academia de Ciencias de la URSS (LIPAN), el centro de investigación nuclear soviético, Sajarov sugirió dos posibles soluciones a este problema. Una era suspender un anillo portador de corriente en el centro del toro. La corriente en el anillo produciría un campo magnético que se mezclaría con el de los imanes del exterior. El campo resultante se torcería en una hélice, de modo que cualquier partícula dada se encontraría repetidamente en el exterior y luego en el interior del toroide. Las derivas causadas por los campos desiguales están en direcciones opuestas en el interior y el exterior, por lo que en el transcurso de múltiples órbitas alrededor del eje largo del toro, las derivas opuestas se cancelarían. Alternativamente, sugirió usar un imán externo para inducir una corriente en el propio plasma, en lugar de un anillo de metal separado, que tendría el mismo efecto.

En enero de 1951, Kurchatov organizó una reunión en LIPAN para considerar los conceptos de Sajarov. Encontraron un amplio interés y apoyo, y en febrero se envió un informe sobre el tema a Lavrentiy Beria, quien supervisó los esfuerzos atómicos en la URSS. Por un tiempo, no se escuchó nada de vuelta.

Richter y el nacimiento de la investigación sobre fusión

Ronald Richter (izquierda) con Juan Domingo Perón (derecha). Las afirmaciones de Richter provocaron investigación de fusión en todo el mundo.

El 25 de marzo de 1951, el presidente argentino Juan Perón anunció que un excientífico alemán, Ronald Richter, había logrado producir fusión a escala de laboratorio como parte de lo que ahora se conoce como el Proyecto Huemul. Los científicos de todo el mundo estaban entusiasmados con el anuncio, pero pronto concluyeron que no era cierto; cálculos simples mostraron que su configuración experimental no podía producir suficiente energía para calentar el combustible de fusión a las temperaturas necesarias.

Aunque los investigadores nucleares lo descartaron, la amplia cobertura de noticias significó que los políticos repentinamente se dieron cuenta y se mostraron receptivos a la investigación de la fusión. En el Reino Unido, Thomson recibió repentinamente una financiación considerable. Durante los meses siguientes, se pusieron en marcha dos proyectos basados en el sistema pinch. En los EE. UU., Lyman Spitzer leyó la historia de Huemul, se dio cuenta de que era falsa y se dedicó a diseñar una máquina que funcionara. En mayo, recibió $ 50,000 para comenzar la investigación de su concepto stellarator. Jim Tuck había regresado al Reino Unido brevemente y vio las máquinas pinch de Thomson. Cuando regresó a Los Alamos, también recibió $50,000 directamente del presupuesto de Los Alamos.

Sucesos similares ocurrieron en la URSS. A mediados de abril, Dmitri Efremov del Instituto de Investigación Científica de Aparatos Electrofísicos irrumpió en el estudio de Kurchatov con una revista que contenía una historia sobre el trabajo de Richter, exigiendo saber por qué los argentinos los derrotaron. Kurchatov contactó inmediatamente a Beria con una propuesta para establecer un laboratorio de investigación de fusión separado con Lev Artsimovich como director. Solo unos días después, el 5 de mayo, la propuesta había sido firmada por Joseph Stalin.

Nuevas ideas

plasma rojo en EAST, con radiación de luz visible dominada por la línea alfa de hidrógeno que emite luz de 656nm.

Para octubre, Sakharov y Tamm habían completado una consideración mucho más detallada de su propuesta original, y pidieron un dispositivo con un radio principal (del toroide como un todo) de 12 metros (39 pies) y un radio menor (el interior del cilindro) de 2 metros (6 pies 7 pulgadas). La propuesta sugería que el sistema podría producir 100 gramos (3,5 oz) de tritio al día, o generar 10 kg (22 lb) de U233 al día.

A medida que la idea se desarrolló más, se dio cuenta de que una corriente en el plasma podría crear un campo lo suficientemente fuerte como para confinar el plasma también, eliminando la necesidad de imanes externos. En este punto, los investigadores soviéticos habían reinventado el sistema de pellizco que se estaba desarrollando en el Reino Unido, aunque habían llegado a este diseño desde un punto de partida muy diferente.

Una vez que se planteó la idea de utilizar el efecto pinch para el confinamiento, se hizo evidente una solución mucho más sencilla. En lugar de un gran toroide, uno podría simplemente inducir la corriente en un tubo lineal, lo que podría causar que el plasma del interior se colapse en un filamento. Esto tenía una gran ventaja; la corriente en el plasma lo calentaría a través del calentamiento resistivo normal, pero esto no calentaría el plasma a temperaturas de fusión. Sin embargo, a medida que el plasma colapsaba, el proceso adiabático daría lugar a un aumento espectacular de la temperatura, más que suficiente para la fusión. Con este desarrollo, solo Golovin y Natan Yavlinsky continuaron considerando la disposición toroidal más estática.

Inestabilidad

El 4 de julio de 1952, el grupo de Nikolai Filippov midió la liberación de neutrones de una máquina pinza lineal. Lev Artsimovich exigió que comprobaran todo antes de concluir que se había producido la fusión y, durante estas comprobaciones, descubrieron que los neutrones no procedían en absoluto de la fusión. Esta misma disposición lineal también se les había ocurrido a investigadores del Reino Unido y EE. UU., y sus máquinas mostraban el mismo comportamiento. Pero el gran secreto que rodeaba el tipo de investigación significaba que ninguno de los grupos sabía que otros también estaban trabajando en ello, y mucho menos que tenían el mismo problema.

Después de mucho estudio, se descubrió que algunos de los neutrones liberados fueron producidos por inestabilidades en el plasma. Había dos tipos comunes de inestabilidad, la salchicha que se observaba principalmente en las máquinas lineales y la torcedura que era más común en las máquinas toroidales. Los grupos en los tres países comenzaron a estudiar la formación de estas inestabilidades y las posibles formas de abordarlas. Martin David Kruskal y Martin Schwarzschild en los EE. UU. y Shafranov en la URSS hicieron contribuciones importantes al campo.

Una idea que surgió de estos estudios se conoció como el "pellizco estabilizado". Este concepto agregó imanes adicionales al exterior de la cámara, lo que creó un campo que estaría presente en el plasma antes de la descarga de pellizco. En la mayoría de los conceptos, el campo externo era relativamente débil y debido a que un plasma es diamagnético, penetraba solo en las áreas externas del plasma. Cuando se produjo la descarga de pellizco y el plasma se contrajo rápidamente, este campo se "congeló en" al filamento resultante, creando un fuerte campo en sus capas exteriores. En los EE. UU., esto se conocía como "darle al plasma una columna vertebral".

Sakharov revisó sus conceptos toroidales originales y llegó a una conclusión ligeramente diferente sobre cómo estabilizar el plasma. El diseño sería el mismo que el concepto de pinch estabilizado, pero el papel de los dos campos se invertiría. En lugar de campos externos débiles que proporcionen estabilización y una fuerte corriente de pinchazo responsable del confinamiento, en el nuevo diseño, los imanes externos serían mucho más potentes para proporcionar la mayor parte del confinamiento, mientras que la corriente sería mucho más pequeña y responsable de la estabilización. efecto.

Pasos hacia la desclasificación

Khrushchev (aproximadamente centrado, calvo), Kurchatov (a la derecha, barbudo), y Bulganin (a la derecha, pelo blanco) visitaron Harwell el 26 de abril de 1956. Cockcroft se encuentra frente a ellos (en gafas), mientras que un presentador apunta a burlas de diversos materiales que se están probando en el recién abierto reactor DIDO.

En 1955, con los enfoques lineales aún sujetos a la inestabilidad, se construyó el primer dispositivo toroidal en la URSS. TMP era una máquina pellizcadora clásica, similar a los modelos del Reino Unido y EE. UU. de la misma época. La cámara de vacío estaba hecha de cerámica y los espectros de las descargas mostraban sílice, lo que significa que el plasma no estaba perfectamente confinado por el campo magnético y golpeando las paredes de la cámara. Le siguieron dos máquinas más pequeñas, que usaban carcasas de cobre. Las capas conductoras estaban destinadas a ayudar a estabilizar el plasma, pero no tuvieron un éxito completo en ninguna de las máquinas que lo intentaron.

Con el progreso aparentemente estancado, en 1955, Kurchatov convocó una conferencia de toda la Unión de investigadores soviéticos con el objetivo final de abrir la investigación de fusión dentro de la URSS. En abril de 1956, Kurchatov viajó al Reino Unido como parte de una visita ampliamente publicitada de Nikita Khrushchev y Nikolai Bulganin. Se ofreció a dar una charla en el Establecimiento de Investigación de Energía Atómica, en la antigua RAF Harwell, donde sorprendió a los anfitriones al presentar una descripción histórica detallada de los esfuerzos de fusión soviéticos. Se tomó el tiempo para notar, en particular, los neutrones vistos en las primeras máquinas y advirtió que los neutrones no significaban fusión.

Desconocido para Kurchatov, la máquina pinch estabilizada británica ZETA se estaba construyendo en el otro extremo de la antigua pista. ZETA fue, con mucho, la máquina de fusión más grande y poderosa hasta la fecha. Con el apoyo de experimentos en diseños anteriores que habían sido modificados para incluir estabilización, ZETA pretendía producir bajos niveles de reacciones de fusión. Aparentemente, esto fue un gran éxito y, en enero de 1958, anunciaron que la fusión se había logrado en ZETA en base a la liberación de neutrones y mediciones de la temperatura del plasma.

Vitaly Shafranov y Stanislav Braginskii examinaron los informes de noticias e intentaron descubrir cómo funcionaba. Una posibilidad que consideraron fue el uso de débil "congelado en" campos, pero rechazó esto, creyendo que los campos no durarían lo suficiente. Luego concluyeron que ZETA era esencialmente idéntico a los dispositivos que habían estado estudiando, con fuertes campos externos.

Primeros tokamaks

En ese momento, los investigadores soviéticos habían decidido construir una máquina toroidal más grande siguiendo las líneas sugeridas por Sajarov. En particular, su diseño consideró un punto importante que se encuentra en las obras de Kruskal y Shafranov; si la trayectoria helicoidal de las partículas las hiciera circular alrededor de la circunferencia del plasma más rápidamente de lo que circularon en el eje largo del toroide, la inestabilidad de la torsión se suprimiría fuertemente.

Hoy en día este concepto básico se conoce como el factor de seguridad. La relación del número de veces que la partícula orbita el eje mayor en comparación con el eje menor se denota q, y el Límite de Kruskal-Shafranov establece que la torcedura se suprimirá como mientras q > 1. Este camino está controlado por las fuerzas relativas de los imanes externos en comparación con el campo creado por la corriente interna. Tener q > 1, los imanes externos deben ser mucho más potentes o, alternativamente, la corriente interna debe reducirse.

Siguiendo este criterio, se inició el diseño de un nuevo reactor, el T-1, que hoy se conoce como el primer tokamak real. T-1 usó imanes externos más fuertes y una corriente reducida en comparación con las máquinas de pellizco estabilizadas como ZETA. El éxito del T-1 resultó en su reconocimiento como el primer tokamak en funcionamiento. Por su trabajo sobre "poderosas descargas de impulso en un gas, para obtener temperaturas inusualmente altas necesarias para los procesos termonucleares", Yavlinskii recibió el Premio Lenin y el Premio Stalin en 1958. Yavlinskii ya estaba preparando el diseño de un incluso modelo más grande, más tarde construido como T-3. Con el aparentemente exitoso anuncio de ZETA, el concepto de Yavlinskii fue visto muy favorablemente.

Los detalles de ZETA se hicieron públicos en una serie de artículos en Nature a finales de enero. Para sorpresa de Shafranov, el sistema usó la función "congelada en" concepto de campo. Se mantuvo escéptico, pero un equipo del Instituto Ioffe en St. Petersberg inició planes para construir una máquina similar conocida como Alpha. Solo unos meses después, en mayo, el equipo de ZETA emitió un comunicado en el que afirmaba que no habían logrado la fusión y que habían sido engañados por medidas erróneas de la temperatura del plasma.

T-1 comenzó a operar a fines de 1958. Demostró pérdidas de energía muy altas a través de la radiación. Esto se atribuyó a impurezas en el plasma debido al sistema de vacío que provocó la desgasificación de los materiales del contenedor. Para explorar soluciones a este problema, se construyó otro pequeño dispositivo, el T-2. Este utilizó un revestimiento interno de metal corrugado que se horneó a 550 °C (1022 °F) para cocinar los gases atrapados.

Átomos para la paz y el estancamiento

Como parte de la segunda reunión de Atoms for Peace en Ginebra en septiembre de 1958, la delegación soviética publicó muchos documentos que cubrían su investigación de fusión. Entre ellos se encontraba un conjunto de resultados iniciales de sus máquinas toroidales, que en ese momento no habían mostrado nada destacable.

La "estrella" del espectáculo fue un gran modelo del stellarator de Spitzer, que inmediatamente llamó la atención de los soviéticos. En contraste con sus diseños, el stellarator produjo los caminos torcidos requeridos en el plasma sin conducir una corriente a través de él, utilizando una serie de imanes que podrían operar en estado estable en lugar de los pulsos del sistema de inducción. Kurchatov comenzó a pedirle a Yavlinskii que cambiara su diseño T-3 a un stellarator, pero lo convencieron de que la corriente brindaba un segundo papel útil en el calentamiento, algo de lo que carecía el stellarator.

En el momento del espectáculo, el estelarador había sufrido una larga serie de problemas menores que apenas se estaban resolviendo. Resolverlos reveló que la velocidad de difusión del plasma era mucho más rápida de lo que predecía la teoría. Se observaron problemas similares en todos los diseños contemporáneos, por una u otra razón. El stellarator, varios conceptos de pellizco y las máquinas de espejos magnéticos tanto en los EE. UU. como en la URSS demostraron problemas que limitaron sus tiempos de confinamiento.

Desde los primeros estudios de fusión controlada, había un problema al acecho en el fondo. Durante el Proyecto Manhattan, David Bohm había formado parte del equipo que trabajaba en la separación isotópica del uranio. En la era de la posguerra continuó trabajando con plasmas en campos magnéticos. Usando la teoría básica, uno esperaría que el plasma se difundiera a través de las líneas de fuerza a una velocidad inversamente proporcional al cuadrado de la fuerza del campo, lo que significa que pequeños aumentos en la fuerza mejorarían en gran medida el confinamiento. Pero basándose en sus experimentos, Bohm desarrolló una fórmula empírica, ahora conocida como difusión de Bohm, que sugería que la velocidad era lineal con la fuerza magnética, no su cuadrado.

Si la fórmula de Bohm era correcta, no había esperanza de poder construir un reactor de fusión basado en confinamiento magnético. Para confinar el plasma a las temperaturas necesarias para la fusión, el campo magnético tendría que ser de varios órdenes de magnitud mayor que cualquier imán conocido. Spitzer atribuyó la diferencia entre las tasas de difusión de Bohm y las clásicas a la turbulencia en el plasma, y creía que los campos constantes del estelarizador no sufrirían este problema. Varios experimentos en ese momento sugirieron que la tasa de Bohm no se aplicaba y que la fórmula clásica era correcta.

Pero a principios de la década de 1960, con todos los diseños filtrando plasma a un ritmo prodigioso, el propio Spitzer concluyó que la escala de Bohm era una cualidad inherente de los plasmas y que el confinamiento magnético no funcionaría. Todo el campo descendió a lo que se conoció como "la calma", un período de intenso pesimismo.

Progreso en la década de 1960

En contraste con los otros diseños, los tokamaks experimentales parecían estar progresando bien, tanto que un problema teórico menor ahora era una preocupación real. En presencia de la gravedad, hay un pequeño gradiente de presión en el plasma, que anteriormente era lo suficientemente pequeño como para ignorarlo, pero que ahora se está convirtiendo en algo que debe abordarse. Esto condujo a la adición de otro conjunto de imanes en 1962, que produjo un campo vertical que compensó estos efectos. Estos fueron un éxito y, a mediados de la década de 1960, las máquinas comenzaron a mostrar signos de que estaban superando el límite de Bohm.

En la Segunda Conferencia sobre fusión de la Agencia Internacional de Energía Atómica de 1965 en el recién inaugurado Centro Culham para Energía de Fusión del Reino Unido, Artsimovich informó que sus sistemas superaban el límite de Bohm en 10 veces. Spitzer, al revisar las presentaciones, sugirió que aún se puede aplicar el límite de Bohm; los resultados estaban dentro del rango de error experimental de los resultados observados en los stellarators, y las mediciones de temperatura, basadas en los campos magnéticos, simplemente no eran confiables.

La próxima gran reunión internacional de fusión se llevó a cabo en agosto de 1968 en Novosibirsk. En ese momento, se habían completado dos diseños de tokamak adicionales, TM-2 en 1965 y T-4 en 1968. Los resultados del T-3 habían seguido mejorando y se obtenían resultados similares de las primeras pruebas de los nuevos reactores. En la reunión, la delegación soviética anunció que T-3 estaba produciendo temperaturas de electrones de 1000 eV (equivalentes a 10 millones de grados Celsius) y que el tiempo de confinamiento era al menos 50 veces el límite de Bohm.

Estos resultados fueron al menos 10 veces superiores a los de cualquier otra máquina. Si es correcto, representaron un gran salto para la comunidad de fusión. Spitzer se mantuvo escéptico y señaló que las mediciones de temperatura aún se basaban en cálculos indirectos de las propiedades magnéticas del plasma. Muchos concluyeron que se debían a un efecto conocido como electrones desbocados, y que los soviéticos estaban midiendo solo esos electrones extremadamente energéticos y no la temperatura general. Los soviéticos respondieron con varios argumentos que sugerían que la temperatura que estaban midiendo era maxwelliana, y el debate se enfureció.

Cinco de Culham

Después de ZETA, los equipos del Reino Unido comenzaron a desarrollar nuevas herramientas de diagnóstico de plasma para proporcionar mediciones más precisas. Entre estos estaba el uso de un láser para medir directamente la temperatura de los electrones a granel utilizando la dispersión de Thomson. Esta técnica era bien conocida y respetada en la comunidad de fusión; Artsimovich lo había llamado públicamente 'brillante'. Artsimovich invitó a Bas Pease, el jefe de Culham, a usar sus dispositivos en los reactores soviéticos. En el apogeo de la guerra fría, en lo que todavía se considera una maniobra política importante por parte de Artsimovich, a los físicos británicos se les permitió visitar el Instituto Kurchatov, el corazón del esfuerzo de la bomba nuclear soviética.

El equipo británico, apodado "The Culham Five", llegó a fines de 1968. Después de un largo proceso de instalación y calibración, el equipo midió las temperaturas durante un período de muchas pruebas. Los resultados iniciales estuvieron disponibles en agosto de 1969; los soviéticos tenían razón, sus resultados eran precisos. El equipo telefoneó los resultados a Culham, quien luego los transmitió en una llamada telefónica confidencial a Washington. Los resultados finales se publicaron en Nature en noviembre de 1969. Los resultados de este anuncio se han descrito como una "verdadera estampida" de construcción de tokamak en todo el mundo.

Quedaba un problema serio. Debido a que la corriente eléctrica en el plasma era mucho más baja y producía mucha menos compresión que una máquina pinch, esto significaba que la temperatura del plasma estaba limitada a la tasa de calentamiento resistivo de la corriente. Propuesta por primera vez en 1950, la resistividad de Spitzer declaró que la resistencia eléctrica de un plasma se reducía a medida que aumentaba la temperatura, lo que significa que la velocidad de calentamiento del plasma se reduciría a medida que los dispositivos mejoraran y las temperaturas aumentaran. Los cálculos demostraron que las temperaturas máximas resultantes permaneciendo dentro de q > 1 se limitaría a los millones de grados bajos. Artsimovich se apresuró a señalar esto en Novosibirsk, afirmando que el progreso futuro requeriría el desarrollo de nuevos métodos de calentamiento.

Agitación en EE.UU.

Una de las personas que asistieron a la reunión de Novosibirsk en 1968 fue Amasa Stone Bishop, una de las líderes del programa de fusión estadounidense. Uno de los pocos otros dispositivos que mostró evidencia clara de superar el límite de Bohm en ese momento fue el concepto multipolar. Tanto Lawrence Livermore como el Laboratorio de Física de Plasma de Princeton (PPPL), hogar del stellarator de Spitzer, estaban construyendo variaciones en el diseño multipolar. Si bien tuvo un éxito moderado por sí solo, el T-3 superó en gran medida a cualquiera de las máquinas. A Bishop le preocupaba que los multipolos fueran redundantes y pensó que EE. UU. debería considerar un tokamak propio.

Cuando planteó el tema en una reunión de diciembre de 1968, los directores de los laboratorios se negaron a considerarlo. Melvin B. Gottlieb de Princeton estaba exasperado y preguntó: "¿Cree que este comité puede pensar mejor que los científicos?" Con los principales laboratorios exigiendo que controlen su propia investigación, un laboratorio se quedó fuera. Oak Ridge había entrado originalmente en el campo de la fusión con estudios para sistemas de alimentación de reactores, pero se ramificó en un programa espejo propio. A mediados de la década de 1960, sus diseños DCX se estaban quedando sin ideas y no ofrecían nada que el programa similar en el Livermore más prestigioso y políticamente poderoso no ofreciera. Esto los hizo altamente receptivos a nuevos conceptos.

Después de un debate interno considerable, Herman Postma formó un pequeño grupo a principios de 1969 para considerar el tokamak. Se les ocurrió un nuevo diseño, más tarde bautizado como Ormak, que tenía varias características novedosas. El principal de ellos fue la forma en que se creó el campo externo en un solo bloque de cobre grande, alimentado con energía desde un gran transformador debajo del toro. Esto se oponía a los diseños tradicionales que usaban devanados magnéticos en el exterior. Sintieron que el bloque único produciría un campo mucho más uniforme. También tendría la ventaja de permitir que el toroide tenga un radio principal más pequeño, sin la necesidad de enrutar cables a través del orificio de la rosquilla, lo que lleva a una relación de aspecto más baja, que los soviéticos ya habían sugerido que produciría Mejores resultados.

Carrera Tokamak en EE. UU.

A principios de 1969, Artsimovich visitó el MIT, donde fue acosado por los interesados en la fusión. Finalmente accedió a dar varias conferencias en abril y luego permitió largas sesiones de preguntas y respuestas. A medida que avanzaban, el propio MIT se interesó en el tokamak, habiendo permanecido previamente fuera del campo de la fusión por una variedad de razones. Bruno Coppi estaba en el MIT en ese momento y, siguiendo los mismos conceptos que el equipo de Postma, ideó su propio concepto de relación de aspecto baja, Alcator. En lugar del transformador toroidal de Ormak, Alcator usó imanes tradicionales en forma de anillo pero requería que fueran mucho más pequeños que los diseños existentes. El Francis Bitter Magnet Laboratory del MIT era el líder mundial en diseño de imanes y confiaban en poder construirlos.

Durante 1969, dos grupos adicionales ingresaron al campo. En General Atomics, Tihiro Ohkawa había estado desarrollando reactores multipolares y presentó un concepto basado en estas ideas. Este era un tokamak que tendría una sección transversal de plasma no circular; las mismas matemáticas que sugirieron que una relación de aspecto más baja mejoraría el rendimiento también sugirieron que un plasma en forma de C o D haría lo mismo. Llamó al nuevo diseño Doublet. Mientras tanto, un grupo de la Universidad de Texas en Austin proponía un tokamak relativamente simple para explorar el calentamiento del plasma a través de turbulencias inducidas deliberadamente, el Texas Turbulent Tokamak.

Cuando los miembros de las Comisiones de Energía Atómica' El Comité Directivo de Fusion se reunió nuevamente en junio de 1969, tenían "propuestas tokamak saliendo de nuestros oídos". El único laboratorio importante que trabajaba en un diseño toroidal que no proponía un tokamak era Princeton, que se negó a considerarlo a pesar de que su estelarizador Modelo C era casi perfecto para tal conversión. Continuaron ofreciendo una larga lista de razones por las que el Modelo C no debería convertirse. Cuando estos fueron cuestionados, estalló un furioso debate sobre si los resultados soviéticos eran confiables.

Mientras se desarrollaba el debate, Gottlieb cambió de opinión. No tenía sentido seguir adelante con el tokamak si las mediciones soviéticas de la temperatura de los electrones no eran precisas, por lo que formuló un plan para probar o refutar sus resultados. Mientras nadaba en la piscina durante la pausa para el almuerzo, le contó a Harold Furth su plan, a lo que Furth respondió: "Bueno, tal vez tengas razón". Después del almuerzo, los distintos equipos presentaron sus diseños, momento en el que Gottlieb presentó su idea de un "stellarator-tokamak" basado en el Modelo C.

El Comité Permanente señaló que este sistema podría estar completo en seis meses, mientras que Ormak tardaría un año. Poco tiempo después se publicaron los resultados confidenciales de Culham Five. Cuando se reunieron nuevamente en octubre, el Comité Permanente liberó fondos para todas estas propuestas. La nueva configuración del Model C, que pronto se llamó Symmetrical Tokamak, pretendía simplemente verificar los resultados soviéticos, mientras que los otros explorarían formas de ir mucho más allá del T-3.

Calefacción: Estados Unidos toma la delantera

Vista general del Princeton Large Torus en 1975. PLT estableció numerosos registros y demostró que las temperaturas necesarias para la fusión eran posibles.

Los experimentos con el Tokamak simétrico comenzaron en mayo de 1970 y, a principios del año siguiente, confirmaron los resultados soviéticos y luego los superaron. Se abandonó el stellarator y PPPL dedicó su considerable experiencia al problema de calentar el plasma. Dos conceptos parecían prometedores. PPPL propuso usar la compresión magnética, una técnica similar a un pellizco para comprimir un plasma caliente para elevar su temperatura, pero proporcionando esa compresión a través de imanes en lugar de corriente. Oak Ridge sugirió la inyección de haz neutral, pequeños aceleradores de partículas que dispararían átomos de combustible a través del campo magnético circundante donde colisionarían con el plasma y lo calentarían.

El compresor toroidal adiabático (ATC) de PPPL comenzó a funcionar en mayo de 1972, seguido poco después por un Ormak equipado con haz neutro. Ambos demostraron problemas significativos, pero PPPL superó a Oak Ridge al instalar inyectores de haz en ATC y proporcionó una clara evidencia de calentamiento exitoso en 1973. Este éxito "coup" Oak Ridge, quien cayó en desgracia dentro del Comité Directivo de Washington.

En ese momento, se estaba construyendo un diseño mucho más grande basado en el calentamiento por haz, el Princeton Large Torus o PLT. PLT se diseñó específicamente para "dar una indicación clara de si el concepto tokamak más el calentamiento auxiliar pueden formar la base para un futuro reactor de fusión". PLT fue un gran éxito, elevando continuamente su temperatura interna hasta que alcanzó los 60 millones Celsius (8000 eV, ocho veces el récord de T-3) en 1978. Este es un punto clave en el desarrollo del tokamak; Las reacciones de fusión se vuelven autosuficientes a temperaturas entre 50 y 100 millones Celsius, PLT demostró que esto era técnicamente factible.

Estos experimentos, especialmente PLT, colocan a EE. UU. a la cabeza en la investigación de tokamak. Esto se debe en gran parte al presupuesto; un tokamak costaba alrededor de $ 500,000 y el presupuesto anual de fusión de EE. UU. era de alrededor de $ 25 millones en ese momento. Podrían darse el lujo de explorar todos los métodos prometedores de calefacción y, en última instancia, descubrir que los haces neutros se encuentran entre los más efectivos.

Durante este período, Robert Hirsch se hizo cargo de la Dirección de desarrollo de la fusión en la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. Hirsch sintió que el programa no podía sostenerse en sus niveles de financiación actuales sin demostrar resultados tangibles. Empezó a reformular todo el programa. Lo que una vez había sido un esfuerzo liderado por un laboratorio de exploración principalmente científica ahora era un esfuerzo liderado por Washington para construir un reactor de producción de energía en funcionamiento. Esto recibió un impulso de la crisis del petróleo de 1973, que condujo a un gran aumento de la investigación sobre sistemas de energía alternativa.

1980: gran esperanza, gran decepción

The Joint European Torus (JET), the largest currently operating tokamak, which has been in operation since 1983

A fines de la década de 1970, los tokamaks habían alcanzado todas las condiciones necesarias para un reactor de fusión práctico; en 1978, PLT había demostrado temperaturas de ignición, al año siguiente, el T-7 soviético utilizó con éxito imanes superconductores por primera vez, Doublet demostró ser un éxito y llevó a que casi todos los diseños futuros adoptaran este "plasma en forma" Acercarse. Parecía que todo lo que se necesitaba para construir un reactor de producción de energía era poner todos estos conceptos de diseño en una sola máquina, una que sería capaz de funcionar con el tritio radiactivo en su mezcla de combustible.

La carrera estaba en marcha. Durante la década de 1970, se financiaron cuatro importantes propuestas de segunda generación en todo el mundo. Los soviéticos continuaron su linaje de desarrollo con el T-15, mientras que un esfuerzo paneuropeo estaba desarrollando el Joint European Torus (JET) y Japón comenzó el esfuerzo JT-60 (originalmente conocido como "Breakeven Plasma Test Facility&#34).;). En los EE. UU., Hirsch comenzó a formular planes para un diseño similar, saltándose las propuestas de otro diseño de trampolín directamente a uno que quema tritio. Esto surgió como el reactor de prueba de fusión Tokamak (TFTR), ejecutado directamente desde Washington y no vinculado a ningún laboratorio específico. Originalmente favoreciendo a Oak Ridge como anfitrión, Hirsch lo trasladó a PPPL después de que otros lo convencieran de que trabajarían más duro en él porque tenían más que perder.

El entusiasmo fue tan generalizado que en esta época comenzaron varios emprendimientos comerciales para producir tokamaks comerciales. El más conocido entre estos, en 1978, Bob Guccione, editor de Penthouse Magazine, conoció a Robert Bussard y se convirtió en el inversor privado más grande y más comprometido del mundo en tecnología de fusión, y finalmente invirtió $ 20 millones de su propio dinero en Bussard'. s Compacto Tokamak. La financiación del Riggs Bank llevó a que este esfuerzo se conociera como Riggatron.

TFTR ganó la carrera de construcción y comenzó a operar en 1982, seguido poco después por JET en 1983 y JT-60 en 1985. JET tomó rápidamente la delantera en experimentos críticos, pasando de gases de prueba a deuterio y "disparos& cada vez más potentes. #34;. Pero pronto quedó claro que ninguno de los nuevos sistemas funcionaba como se esperaba. Apareció una gran cantidad de nuevas inestabilidades, junto con una serie de problemas más prácticos que continuaron interfiriendo con su desempeño. Además de esto, peligrosas "excursiones" del plasma golpeando con las paredes del reactor fueron evidentes tanto en TFTR como en JET. Incluso cuando funcionaba a la perfección, el confinamiento del plasma a temperaturas de fusión, el llamado "producto triple de fusión", seguía estando muy por debajo de lo que se necesitaría para un diseño práctico de reactor.

A mediados de la década de 1980, las razones de muchos de estos problemas quedaron claras y se ofrecieron varias soluciones. Sin embargo, estos aumentarían significativamente el tamaño y la complejidad de las máquinas. Un diseño de seguimiento que incorpore estos cambios sería enorme y mucho más costoso que JET o TFTR. Un nuevo período de pesimismo descendió sobre el campo de la fusión.

ITER

Diagrama de corte del reactor experimental termonuclear internacional (ITER) el tokamak más grande del mundo, que comenzó la construcción en 2013 y se proyecta comenzar el funcionamiento completo en 2035. Se pretende como una demostración de que un reactor de fusión práctico es posible, y producirá 500 megavatios de energía. La figura humana azul en el fondo muestra escala.

Al mismo tiempo que estos experimentos estaban demostrando problemas, gran parte del ímpetu para la financiación masiva de EE. UU. desapareció; en 1986, Ronald Reagan declaró que la crisis energética de la década de 1970 había terminado y que la financiación de las fuentes de energía avanzadas se había recortado a principios de la década de 1980.

Desde junio de 1973 se había estado pensando en un diseño de reactor internacional bajo el nombre INTOR, por INternational TOkamak Reactor. Esto se inició originalmente a través de un acuerdo entre Richard Nixon y Leonid Brezhnev, pero se había estado moviendo lentamente desde su primera reunión real el 23 de noviembre de 1978.

Durante la Cumbre de Ginebra en noviembre de 1985, Reagan planteó el tema a Mikhail Gorbachev y propuso reformar la organización. "... Los dos líderes enfatizaron la importancia potencial del trabajo dirigido a utilizar la fusión termonuclear controlada con fines pacíficos y, en este sentido, abogaron por el desarrollo más amplio posible de la cooperación internacional en la obtención de esta fuente de energía, que es esencialmente inagotable, en beneficio de toda la humanidad."

Al año siguiente, se firmó un acuerdo entre EE. UU., la Unión Soviética, la Unión Europea y Japón, creando la organización International Thermonuclear Experimental Reactor.

El trabajo de diseño comenzó en 1988 y, desde entonces, el reactor ITER ha sido el principal esfuerzo de diseño de tokamak en todo el mundo.

Diseño

Campos magnéticos en tokamak

Campo magnético tokamak y corriente. Shown es el campo toroidal y las bobinas (azul) que la producen, la corriente plasmática (rojo) y el campo poloidal creado por ella, y el campo retorcido resultante cuando se superponen.

Problema básico

Los iones cargados positivamente y los electrones cargados negativamente en un plasma de fusión están a temperaturas muy altas y tienen velocidades correspondientemente altas. Para mantener el proceso de fusión, las partículas del plasma caliente deben estar confinadas en la región central, o el plasma se enfriará rápidamente. Los dispositivos de fusión por confinamiento magnético aprovechan el hecho de que las partículas cargadas en un campo magnético experimentan una fuerza de Lorentz y siguen trayectorias helicoidales a lo largo de las líneas del campo.

El sistema de confinamiento magnético más simple es un solenoide. Un plasma en un solenoide girará en espiral alrededor de las líneas de campo que corren por su centro, impidiendo el movimiento hacia los lados. 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 demostró que tal arreglo no es uniforme; por razones puramente geométricas, el campo en el borde exterior del toro es menor que en el borde interior. Esta asimetría hace que los electrones y los iones se desplacen a través del campo y, finalmente, golpeen las paredes del toroide.

La solución es dar forma a las líneas para que no se limiten a correr alrededor del toroide, sino que se tuerzan como las rayas de una barra de barbero o un bastón de caramelo. En tal campo, cualquier partícula individual se encontrará en el borde exterior donde se desplazará hacia un lado, digamos hacia arriba, y luego, mientras sigue su línea magnética alrededor del toroide, se encontrará en el borde interior, donde se desplazará hacia el otro lado. manera. Esta cancelación no es perfecta, pero los cálculos demostraron que fue suficiente para permitir que el combustible permaneciera en el reactor durante un tiempo útil.

Solución Tokamak

Las dos primeras soluciones para hacer un diseño con el giro requerido fueron el stellarator, que lo hizo a través de un arreglo mecánico, torciendo todo el toro, y el diseño de pellizco en z que hizo pasar una corriente eléctrica a través del plasma para crear un segundo imán. campo con el mismo fin. Ambos demostraron mejores tiempos de confinamiento en comparación con un toro simple, pero ambos también demostraron una variedad de efectos que causaron que el plasma se perdiera de los reactores a velocidades que no eran sostenibles.

El tokamak es esencialmente idéntico al concepto z-pinch en su diseño físico. Su innovación clave fue darse cuenta de que las inestabilidades que estaban causando que el pellizco perdiera su plasma podían controlarse. El problema era cuán "retorcido" los campos estaban; Los campos que hacían que las partículas transitaran por dentro y por fuera más de una vez por órbita alrededor del toroide del eje largo eran mucho más estables que los dispositivos que tenían menos torsión. Esta proporción de giros a órbitas se conoció como el factor de seguridad, denotado q. Dispositivos anteriores operados en q aproximadamente 1⁄3, mientras que el tokamak opera en q >> 1. Esto aumenta la estabilidad en órdenes de magnitud.

Cuando el problema se considera aún más de cerca, surge la necesidad de una componente vertical (paralela al eje de rotación) del campo magnético. La fuerza de Lorentz de la corriente de plasma toroidal en el campo vertical proporciona la fuerza interna que mantiene el toro de plasma en equilibrio.

Otros problemas

Si bien el tokamak aborda el problema de la estabilidad del plasma en un sentido general, los plasmas también están sujetos a una serie de inestabilidades dinámicas. Uno de ellos, la inestabilidad de la torcedura, está fuertemente suprimido por el diseño del tokamak, un efecto secundario de los altos factores de seguridad de los tokamaks. La falta de torceduras permitió que el tokamak funcionara a temperaturas mucho más altas que las máquinas anteriores, y esto permitió que aparecieran una serie de nuevos fenómenos.

Una de ellas, las órbitas de los plátanos, es causada por la amplia gama de energías de las partículas en un tokamak: gran parte del combustible está caliente, pero un cierto porcentaje está mucho más frío. Debido a la alta torsión de los campos en el tokamak, las partículas que siguen 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 que concentra el campo. Las partículas de baja energía en el combustible se reflejarán en este campo creciente y comenzarán a viajar hacia atrás a través del combustible, chocando con los núcleos de mayor energía y dispersándolos fuera del plasma. Este proceso hace que se pierda combustible del reactor, aunque este proceso es lo suficientemente lento como para que un reactor práctico todavía esté al alcance de la mano.

Punto de equilibrio, Q e ignición

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 que se utiliza para mantener la reacción. La relación entre la energía de salida y la de entrada se denota Q, y el punto de equilibrio corresponde a un Q de 1. Se necesita un Q de más de uno para el reactor para generar energía neta, pero por razones prácticas es deseable que sea mucho mayor.

Una vez que se alcanza el punto de equilibrio, las mejoras adicionales en el confinamiento generalmente conducen a un Q que aumenta rápidamente. Esto se debe a que parte de la energía que emiten las reacciones de fusión del combustible de fusión más común, una mezcla 50-50 de deuterio y tritio, está en forma de partículas alfa. Estos pueden chocar con los núcleos de combustible en el plasma y calentarlo, reduciendo la cantidad de calor externo necesario. En algún punto, conocido como ignición, este autocalentamiento interno es suficiente para mantener la reacción sin ningún calentamiento externo, lo que corresponde a un Q infinito.

En el caso del tokamak, este proceso de autocalentamiento se maximiza si las partículas alfa permanecen en el combustible el tiempo suficiente para garantizar que colisionarán con el combustible. Como los alfas están cargados eléctricamente, están sujetos a los mismos campos que confinan el plasma combustible. La cantidad de tiempo que pasan en el combustible se puede maximizar asegurándose de que su órbita en el campo permanezca dentro del plasma. Se puede demostrar que esto ocurre cuando la corriente eléctrica en el plasma es de aproximadamente 3 MA.

Tokamaks avanzados

A principios de la década de 1970, los estudios en Princeton sobre el uso de imanes superconductores de alta potencia en futuros diseños de tokamak examinaron la disposición de los imanes. Se dieron cuenta de que la disposición de las bobinas toroidales principales significaba que había una tensión significativamente mayor entre los imanes en el interior de la curvatura donde estaban más juntos. Considerando esto, notaron que las fuerzas de tensión dentro de los imanes se equilibrarían si tuvieran forma de D, en lugar de O. Esto se conoció como la 'bobina D de Princeton'.

Esta no era la primera vez que se consideraba este tipo de arreglo, aunque por razones completamente diferentes. El factor de seguridad varía según el eje de la máquina; por razones puramente geométricas, siempre es más pequeño en el borde interior del plasma más cercano al centro de la máquina porque el eje largo es más corto allí. Eso significa que una máquina con un promedio de q = 2 aún podría ser inferior a 1 en ciertas áreas. En la década de 1970, se sugirió que una forma de contrarrestar esto y producir un diseño con un q promedio más alto sería moldear los campos magnéticos para que el plasma solo llenara la mitad exterior del toroide, en forma de como una D o C cuando se ve de frente, en lugar de la sección transversal circular normal.

Una de las primeras máquinas en incorporar un plasma en forma de D fue la JET, que comenzó su trabajo de diseño en 1973. Esta decisión se tomó tanto por razones teóricas como prácticas; debido a que la fuerza es mayor en el borde interior del toro, hay una gran fuerza neta que presiona hacia adentro en todo el reactor. La forma de D también tenía la ventaja de reducir la fuerza neta, además de hacer que el borde interior soportado fuera más plano para que fuera más fácil de sostener. El código que exploró el diseño general notó que una forma no circular se desplazaría verticalmente lentamente, lo que condujo a la adición de un sistema de retroalimentación activa para mantenerla en el centro. Una vez que JET seleccionó este diseño, el equipo de General Atomics Doublet III rediseñó esa máquina en el D-IIID con una sección transversal en forma de D, y también fue seleccionada para el diseño japonés JT-60. Este diseño ha sido en gran parte universal desde entonces.

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. Durante los primeros desarrollos de la energía de fusión, se encontró una solución a este problema, el desviador, esencialmente un gran espectrómetro de masas que haría que los elementos más pesados salieran del reactor. Esto fue inicialmente parte de los diseños de stellarator, donde es fácil de integrar en los devanados magnéticos. Sin embargo, diseñar un desviador para un tokamak resultó ser un problema de diseño muy difícil.

Otro problema que se observa en todos los diseños de fusión es la carga de calor que el plasma coloca en la pared del recipiente de confinamiento. Hay materiales que pueden manejar esta carga, pero generalmente son metales pesados costosos e indeseables. Cuando estos materiales se pulverizan en colisiones con iones calientes, sus átomos se mezclan con el combustible y lo enfrían rápidamente. Una solución utilizada en la mayoría de los diseños de tokamak es el limitador, un pequeño anillo de metal ligero que se proyecta en la cámara para que el plasma lo golpee antes de golpear las paredes. Esto erosionó el limitador y provocó que sus átomos se mezclaran con el combustible, pero estos materiales más ligeros provocan menos perturbaciones que los materiales de las paredes.

Cuando los reactores se trasladaron a los plasmas en forma de D, se notó rápidamente que el flujo de partículas que escapaba del plasma también podía tener forma. Con el tiempo, esto condujo a la idea de utilizar los campos para crear un desviador interno que expulsa los elementos más pesados del combustible, generalmente hacia el fondo del reactor. Allí, una piscina de metal de litio líquido se utiliza como una especie de limitador; las partículas lo golpean y se enfrían rápidamente, quedando en el litio. Esta piscina interna es mucho más fácil de enfriar, debido a su ubicación, y aunque algunos átomos de litio se liberan en el plasma, su masa muy baja hace que sea un problema mucho menor que incluso los metales más ligeros utilizados anteriormente.

A medida que las máquinas comenzaron a explorar este plasma de nueva forma, notaron que ciertos arreglos de los campos y parámetros del plasma a veces entraban en lo que ahora se conoce como el modo de alto confinamiento, o modo H, que operaba de manera estable a temperaturas más altas y presiones Operar en el modo H, que también se puede ver en stellarators, es ahora un objetivo de diseño importante del diseño del tokamak.

Finalmente, se observó que cuando el plasma tenía una densidad no uniforme daría lugar a corrientes eléctricas internas. Esto se conoce como la corriente de arranque. Esto permite que un reactor correctamente diseñado genere parte de la corriente interna necesaria para torcer las líneas del campo magnético sin tener que suministrarla desde una fuente externa. Esto 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 características y otras en conjunto dio lugar al "tokamak avanzado" concepto. Esto constituye la base de la investigación moderna, incluido el ITER.

Interrupciones de plasma

Los tokamaks están sujetos a eventos conocidos como "interrupciones" que hacen que el confinamiento se pierda en milisegundos. Hay dos mecanismos principales. En uno, el "evento de desplazamiento vertical" (VDE), todo el plasma se mueve verticalmente hasta tocar la parte superior o inferior de la cámara de vacío. En el otro, la 'disrupción importante', las inestabilidades magnetohidrodinámicas no axisimétricas de longitud de onda larga hacen que el plasma sea forzado a adoptar formas no simétricas, a menudo comprimidas en la parte superior e inferior de la cámara.

Cuando el plasma toca las paredes del vaso, experimenta un enfriamiento rápido o "apagado térmico". En el caso de una interrupción mayor, esto normalmente va acompañado de un breve aumento en la corriente de plasma a medida que el plasma se concentra. La extinción finalmente hace que el confinamiento de plasma se rompa. En el caso de una interrupción mayor, la corriente vuelve a caer, el "apagado de corriente". El aumento inicial de corriente no se ve en el VDE, y la extinción térmica y de corriente se produce al mismo tiempo. En ambos casos, la carga térmica y eléctrica del plasma se deposita rápidamente en la vasija del reactor, que debe ser capaz de manejar estas cargas. ITER está diseñado para manejar 2600 de estos eventos durante su vida útil.

Para los dispositivos modernos de alta energía, donde las corrientes de plasma son del orden de 15 megaamperios en ITER, es posible que el breve aumento de corriente durante una interrupción importante cruce un umbral crítico. Esto ocurre cuando la corriente produce una fuerza sobre los electrones superior a las fuerzas de fricción de las colisiones entre partículas en el plasma. En este caso, los electrones pueden acelerarse rápidamente a velocidades relativistas, creando los llamados "electrones desbocados" en la avalancha relativista de electrones fuera de control. Estos retienen su energía incluso cuando la extinción actual se está produciendo en la mayor parte del plasma.

Cuando finalmente se rompe el confinamiento, estos electrones desbocados siguen el camino de menor resistencia e impactan en el lateral del reactor. Estos pueden alcanzar los 12 megaamperios de corriente depositados en un área pequeña, mucho más allá de las capacidades de cualquier solución mecánica. En un caso famoso, el Tokamak de Fontenay aux Roses tuvo una gran interrupción donde los electrones desbocados quemaron un agujero a través de la cámara de vacío.

La ocurrencia de interrupciones importantes en el funcionamiento de los tokamaks siempre ha sido bastante alta, del orden de un pequeño porcentaje del número total de disparos. En los tokamaks actualmente en funcionamiento, el daño suele ser grande pero rara vez dramático. En el tokamak ITER, se espera que la ocurrencia de un número limitado de interrupciones importantes dañe definitivamente la cámara sin posibilidad de restaurar el dispositivo. El desarrollo de sistemas para contrarrestar los efectos de los electrones fuera de control se considera una pieza tecnológica imprescindible para el ITER a nivel operativo.

Una gran amplitud de la densidad de corriente central también puede provocar interrupciones internas, o dientes de sierra, que generalmente no terminan con la descarga.

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 introducen deuterio y tritio nuevos. Sin embargo, en la puesta en marcha de un reactor, ya sea inicialmente o después de una parada temporal, el plasma deberá calentarse a su temperatura de funcionamiento superior a 10 keV (más de 100 millones de grados Celsius). En los experimentos actuales de fusión magnética con tokamak (y otros), se produce una energía de fusión insuficiente para mantener la temperatura del plasma y se debe suministrar un calentamiento externo constante. Investigadores chinos establecieron el Tokamak superconductor avanzado experimental (EAST) en 2006, que se cree que sostiene un plasma de 100 millones de grados Celsius (el sol tiene una temperatura de 15 millones de grados Celsius) que se requiere para iniciar la fusión entre los átomos de hidrógeno, según la última prueba realizada. en ESTE (prueba realizada en noviembre de 2018).

Calentamiento óhmico ~ modo inductivo

Dado que el plasma es un conductor eléctrico, es posible calentar el plasma induciendo una corriente a través de él; la corriente inducida que proporciona la mayor parte del campo poloidal es también una fuente importante de calentamiento inicial.

El calentamiento causado por la corriente inducida se denomina calentamiento óhmico (o resistivo); 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 efectivo. Parece que la temperatura máxima del plasma alcanzable 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 se induce aumentando continuamente la corriente a través de un devanado electromagnético conectado con el toro de plasma: el plasma puede verse como el devanado secundario de un transformador. Esto es inherentemente un proceso pulsado porque hay un límite para la corriente a través del primario (también hay otras limitaciones en los pulsos largos). Por lo tanto, los Tokamaks deben funcionar durante períodos cortos o depender de otros medios de calefacción y conducción de corriente.

Compresión magnética

Un gas puede calentarse mediante una compresión repentina. De la misma manera, la temperatura de un plasma aumenta si se comprime rápidamente aumentando el campo magnético de confinamiento. En un tokamak, esta compresión se logra simplemente moviendo el plasma a una región de mayor campo magnético (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 a principios de la "estampida tokamak" y fue el propósito de un diseño importante, el ATC. El concepto no se ha utilizado mucho desde entonces, aunque un concepto algo similar es parte del diseño de General Fusion.

Inyección de haz neutro

La inyección de haz neutro implica la introducción de átomos o moléculas de alta energía (que se mueven rápidamente) en un plasma confinado magnéticamente y calentado óhmicamente dentro del tokamak.

Los átomos de alta energía se originan como iones en una cámara de arco antes de ser extraídos a través de un conjunto de rejillas de alto voltaje. El término "fuente de iones" se utiliza generalmente para referirse al conjunto que consta de un conjunto de filamentos emisores de electrones, un volumen de cámara de arco y un conjunto de rejillas de extracción. Un segundo dispositivo, similar en concepto, se usa para acelerar electrones por separado a la misma energía. La masa mucho más ligera de los electrones hace que este dispositivo sea mucho más pequeño que su homólogo de iones. Luego, los dos haces se cruzan, donde los iones y los electrones se recombinan en átomos neutros, lo que les permite viajar a través de los campos magnéticos.

Una vez que el haz neutro entra en el tokamak, se producen interacciones con los iones de plasma principales. Esto tiene dos efectos. Una es que los átomos inyectados se vuelven a ionizar y se cargan, quedando así atrapados dentro del reactor y añadiéndose a la masa de combustible. La otra es que el proceso de ionización se da por impactos con el resto del combustible, y estos impactos depositan energía en ese combustible, calentándolo.

Esta forma de calentamiento no tiene una limitación inherente de energía (temperatura), a diferencia del método óhmico, pero su tasa está limitada a la corriente en los inyectores. Los voltajes de extracción de la fuente de iones son típicamente del orden de 50 a 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 Padova será la primera instalación del ITER en comenzar a operar.

Si bien la inyección de haz neutro se usa principalmente para el calentamiento de plasma, también se puede usar como herramienta de diagnóstico y en el control de retroalimentación al hacer un haz pulsado que consta de una serie de breves destellos de haz de 2 a 10 ms. El deuterio es un combustible principal para los sistemas de calefacción de haz neutro y, a veces, se utilizan hidrógeno y helio para experimentos seleccionados.

Calefacción por radiofrecuencia

Conjunto de tubos de hiperfrecuencia (84 GHz y 118 GHz) para calefacción de plasma por ondas de ciclotrón de electrones en el Tokamak à Configuration Variable (TCV). Cortesía de SPC-EPFL.

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 la polarización correctas, su energía se puede transferir a las partículas cargadas del plasma, que a su vez chocan con otras partículas de plasma, aumentando así la temperatura del plasma a granel. Existen varias técnicas, incluido el calentamiento por resonancia de ciclotrón de electrones (ECRH) y el calentamiento por resonancia de ciclotrón de iones. Esta energía generalmente se transfiere mediante microondas.

Inventario de partículas

Las descargas de plasma dentro de la cámara de vacío del tokamak consisten en iones y átomos energizados y la energía de estas partículas finalmente llega a la pared interna de la cámara a través de la radiación, las colisiones o la falta de confinamiento. La pared interna de la cámara se enfría con agua y el calor de las partículas se elimina mediante conducción a través de la pared hacia el agua y convección del agua calentada hacia un sistema de enfriamiento externo.

Las bombas turbomoleculares o de difusión permiten evacuar las partículas del volumen a granel y las bombas criogénicas, que consisten en una superficie enfriada con helio líquido, sirven para controlar eficazmente la densidad a lo largo de la descarga al proporcionar un sumidero de energía para que se produzca la condensación. Cuando se hace correctamente, las reacciones de fusión producen grandes cantidades de neutrones de alta energía. Al ser eléctricamente neutro y relativamente pequeño, los neutrones no se ven afectados por los campos magnéticos ni son detenidos por la cámara de vacío circundante.

El flujo de neutrones se reduce significativamente en un límite de escudo de neutrones especialmente diseñado que rodea el tokamak en todas las direcciones. Los materiales del escudo varían, pero generalmente son materiales hechos de átomos que tienen un tamaño cercano al de los neutrones porque estos funcionan mejor para absorber el neutrón y su energía. Los buenos materiales candidatos incluyen aquellos con mucho hidrógeno, como el agua y los plásticos. Los átomos de boro también son buenos absorbentes de neutrones. Por lo tanto, el hormigón y el polietileno dopado con boro son materiales de protección contra neutrones económicos.

Una vez liberado, el neutrón tiene una vida media relativamente corta de unos 10 minutos antes de desintegrarse en un protón y un electrón con la emisión de energía. Cuando llegue el momento de intentar generar electricidad a partir de un reactor basado en tokamak, algunos de los neutrones producidos en el proceso de fusión serían absorbidos por una capa de metal líquido y su energía cinética se usaría en procesos de transferencia de calor para finalmente encender un generador..

Tokamaks experimentales

Actualmente en funcionamiento

(en orden cronológico de inicio de operaciones)

El Tokamak à Configuration Variable

• 1960s: TM1-MH (desde 1977 como Castor; desde 2007 como Golem) en Praga, República Checa. En funcionamiento en el Instituto Kurchatov desde principios de la década de 1960, pero renombrado a Castor en 1977 y trasladado a IPP CAS, Praga. En 2007 se trasladó a FNSPE, Universidad Técnica Checa en Praga y se cambió el nombre a Golem.
• 1975: T-10, en el Instituto Kurchatov, Moscú, Rusia (ex Unión Soviética); 2 MW
• 1983: Joint European Torus (JET), in Culham, United Kingdom
• 1986: DIII-D, en San Diego (Estados Unidos); operado por General Atomics desde finales del decenio de 1980
• 1987: STOR-M, Universidad de Saskatchewan, Canadá; su predecesor, STOR1-M construido en 1983, fue utilizado para la primera demostración de corriente alterna en un tokamak.
• 1988: Tore Supra, pero renombrado a WEST en 2016, en la CEA, Cadarache, Francia
• 1989: Aditya, in Institute for Plasma Research (IPR) in Gujarat (India)
• 1989: COMPASS, in Prague, Czech Republic; in operation since 2008, previously operated from 1989 to 1999 in Culham, United Kingdom
• 1990: FTU, en Frascati, Italia
• 1991: ISTTOK, en el Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear, Lisboa, Portugal

Vista exterior del reactor NSTX

• 1991: Actualización de ASDEX, en Garching, Alemania
• 1992: H-1NF (H-1 National Plasma Fusion Research Facility) basado en el dispositivo H-1 Heliac construido por el grupo de física plasmática de la Universidad Nacional de Australia y en funcionamiento desde 1992
• 1992: variable de configuración de Tokamak à (TCV), en la EPFL, Suiza
• 1993: HBT-EP Tokamak, en la Universidad de Columbia en Nueva York, EE.UU.
• 1994: TCABR, en la Universidad de São Paulo, São Paulo, Brasil; este tokamak fue transferido del Centro Suizo de Plasma en Suiza
• 1995: HT-7, en el Instituto de Física de Plasma, Hefei, China
• 1996: Pegasus Toroidal Experiment en la Universidad de Wisconsin-Madison; en funcionamiento desde finales de los años noventa
• 1999: NSTX en Princeton, Nueva 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, en Chengdu, China
• 2006: EAST (HT-7U), in Hefei, at The Hefei Institutes of Physical Science, China (ITER member)
• 2007: QUEST, en Fukuoka, JAPÓN https://www.triam.kyushu-u.ac.jp/QUEST_HP/suben/history.html
• 2008: KSTAR, en Daejon (Corea del Sur)
• 2010: JT-60SA, in Naka, Japan (ITER member); upgraded from the JT-60.
• 2012: Medusa CR, en Cartago, en el Instituto Tecnológico de Costa Rica, 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
• 2015: ST25-HTS en Tokamak Energy Ltd en Culham, Reino Unido
• 2017: KTM – es una instalación termonuclear experimental para investigación y pruebas de materiales en condiciones de carga energética cerca de ITER y futuros reactores de fusión energética, Kazajstán
• 2018: ST40 en Tokamak Energy Ltd en Oxford, Reino Unido
• 2020: HL-2M China National Nuclear Corporation and the Southwestern Institute of Physics, China
• 2020: MAST Upgrade, in Culham, United Kingdom
• 2021 SPARC a development of Commonwealth Fusion Systems (CFS) in collaboration with the Massachusetts Institute of Technology (MIT) Plasma Science and Fusion Center (PSFC) en Devens, Massachusetts.

Operada previamente

La sala de control del Alcator C tokamak en el MIT Plasma Science and Fusion Center, en aproximadamente 1982-1983.

• 1960s: T-3 y T-4, en el Instituto Kurchatov, Moscú, Rusia (antes Unión Soviética); T-4 en funcionamiento en 1968.
• 1963: LT-1, grupo de física plasmática de la Universidad Nacional de Australia construyó un dispositivo para explorar configuraciones toroidales, descubriendo independientemente el diseño tokamak
• 1970: Stellarator C reopens como el Tokamak simétrico en mayo en PPPL
• 1971–1980: Texas Turbulent Tokamak, Universidad de Texas en Austin, EE.UU.
• 1972: El compresor toroidal adiabático comienza la operación en PPPL
• 1973-1976: Tokamak de Fontenay aux Roses (TFR), cerca de París, Francia
• 1973-1979: Alcator A, MIT, US
• 1975: Princeton Large Torus comienza la operación en PPPL
• 1978-1987: Alcator C, MIT, US
• 1978–2013: TEXTOR, en Jülich (Alemania)
• 1979–1998: MT-1 Tokamak, Budapest, Hungría (Built at the Kurchatov Institute, Russia, transportado a Hungría en 1979, reconstruido como MT-1M en 1991)
• 1980-1990: Tokoloshe Tokamak, Atomic Energy Board, South Africa
• 1980–2004: TEXT/TEXT-U, Universidad de Texas en Austin, EE.UU.
• 1982–1997: TFTR, Princeton University, US
• 1983–2000: Novillo Tokamak, del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, en la Ciudad de México, México
• 1984–1992: HL-1 Tokamak, en Chengdu (China)
• 1985–2010: JT-60, en Naka, Prefectura de Ibaraki, Japón; (Siendo actualizado 2015–2018 a Super, Modelo avanzado)
• 1987-1999: Tokamak de Varennes; Varennes, Canadá; operado por Hydro-Québec y utilizado por investigadores de Institut de recherche en électricité du Québec (IREQ) y el Institut national de la recherche scientifique (INRS)
• 1988–2005: T-15, en el Instituto Kurchatov, Moscú, Rusia (ex Unión Soviética); 10 MW
• 1991–1998: START, in Culham, United Kingdom
• 1990s–2001: COMPASS, in Culham, United Kingdom
• 1994–2001: HL-1M Tokamak, en Chengdu (China)
• 1999–2006: UCLA Tokamak eléctrico, en Los Ángeles, Estados Unidos
• 1999–2014: MAST, in Culham, United Kingdom
• 1992–2016: Alcator C-Mod, MIT, Cambridge, US

Planificada

ITER, actualmente en construcción, será el tokamak más grande por lejos.

• ITER, proyecto internacional en Cadarache, Francia; 500 MW; construcción comenzó en 2010, primer plasma esperado en 2025. Se espera que funcione a más tardar en 2035.
• DEMO; 2000 MW, operación continua, conectada a la red eléctrica. El sucesor previsto de ITER; la construcción comenzará en 2024 según el calendario preliminar.
• CFETR, también conocido como "China Fusion Engineering Test Reactor"; 200 MW; el reactor de fusión chino de próxima generación, es un nuevo dispositivo tokamak.
• K-DEMO en Corea del Sur; 2200-3000 MW, una generación eléctrica neta en el orden de 500 MW está planificada; la construcción está dirigida por 2037.