Tokamak

Secțiunea schematică a mașinii

Un tokamak (acronim rusesc pentru "cameră toroidală magnetică") este o mașină în formă de toroidă (gogoasă) în care un gaz fierbinte și rarefiat (de obicei hidrogen ) (în stare plasmatică ) este menținut coeziv și departe de pereții interni datorită unui magnet câmp creat de electromagneti în afara camerei. În condiții adecvate, s-a demonstrat că este posibil să se creeze condițiile pentru fuziunea termonucleară controlată în interiorul acestuia , pentru a extrage energia termică produsă și a produce electricitate . S-au obținut rezultate excelente cu JET și se așteaptă noi rezultate de la intrarea în funcțiune a ITER . Prin necesitatea unei cantități enorme de energie pentru a acționa electro-magneții de închidere și sistemele auxiliare ale reactorului, rămâne de demonstrat capacitatea centralei de a produce mai multă energie electrică decât consumă.

Istorie

Secțiunea simplificată a mașinii

Configurația magnetică cunoscută sub numele de „tokamak” este rezultatul cercetărilor efectuate în 1950 de oamenii de știință ruși Andrei Saharov și Igor 'Tamm , deși numele datează mai precis din 1957 . În octombrie 1950, au finalizat primele evaluări ale parametrilor necesari unui reactor de fuziune nucleară : Igor Kurčatov i- a susținut atunci când, în 1951 , Stalin a decis să înceapă studii privind fuziunea nucleară în Uniunea Sovietică . Ideea de bază a Tokamak a fost, de fapt, să limiteze un gaz la temperatură ridicată, complet ionizat (în stare de plasmă ), cu câmpuri electromagnetice , pentru a obține energie din fuziunea nucleară controlată.

În Occident această configurație nu era cunoscută, deoarece cercetarea fuziunii a fost păstrată secretă: în același timp, în Statele Unite, Lyman Spitzer , la laboratoarele din Princeton , New Jersey , studia configurația cunoscută sub numele de stelarator . Abia în 1955 Statele Unite, la Conferința internațională privind utilizarea pașnică a energiei atomice de la Geneva , au descoperit existența Tokamak și abia la cea de-a doua conferință de la Geneva ( 1958 ) au fost detaliile modului de construire a unei mașini. cunoscut.basat pe principiul Tokamak.

În 1968, la cea de-a treia AIEA (Conferința internațională privind utilizarea și controlul plasmei și fuziunii nucleare) din Novosibirsk , oamenii de știință ruși au anunțat că au atins o temperatură a electronilor de peste 1 000 eV într-un tokamak (1 electronvolt este 11 605 Kelvin ) . Acest lucru a învins oamenii de știință britanici și americani , care erau departe de a obține o astfel de performanță. Au rămas suspicioși până la efectuarea testelor cu laserul, confirmând temperatura atinsă de fapt de ruși.

Deoarece această performanță a fost superioară celei obținute până atunci, oamenii de știință au continuat testele de fuziune folosind tokamak, deși configurații alternative (cum ar fi stelarul) sunt încă studiate. De fapt, Tokamak este considerat una dintre cele mai promițătoare modalități de a genera energie prin fuziunea nucleară: unele dintre cele mai mari experimente de fuziune, cum ar fi JET , FTU în Frascati și ASDEX în Europa, JT-60 în Japonia, TFTR , DIII-D și Alcator C-mod în SUA sunt Tokamak. În cele din urmă, proiectul ambițios pentru un proto-reactor de fuziune nucleară ITER , a cărui construcție (în Cadarache , Franța ) a fost aprobată la 21 noiembrie 2006 , este și FGFFGF.

Descriere

Principii generale

Schema câmpurilor magnetice

Amestecul de gaze prezent în interiorul tokamakului este compus în general din doi izotopi de hidrogen: deuteriu și tritiu . Amestecul de gaze în stare plasmatică este complet ionizat și, prin urmare, controlabil, prin exploatarea forței Lorentz , prin câmpuri electromagnetice externe adecvate.

Câmpurile magnetice sunt de trei tipuri: câmpuri toroidale și verticale induse extern și câmpuri poloidale generate de plasma însăși. Primul, generat prin intermediul bobinelor toroidale, permite generarea unui câmp direct în jurul axei de simetrie a torului care constrânge particulele încărcate să curgă de-a lungul acelei direcții. Al doilea, generat prin intermediul bobinelor, permite controlul poziției plasmei în interiorul torului. Al treilea, asigură echilibrul plasmei.

Pentru a atinge condițiile de fuziune termonucleară , plasma trebuie să îndeplinească condiții particulare exprimate în detaliu de criteriul Lawson (deși este mai potrivit, în dimensionarea tokamak-urilor, să se utilizeze criteriul de aprindere ). Pentru a atinge aceste condiții, un factor important îl reprezintă temperatura plasmei, pentru creșterea căreia se transmite energie foarte mare către cele menționate anterior prin diferite tehnici, printre care trebuie menționate: încălzirea ohmică, introducerea particulelor cu energie ridicată ca precum și iradierea câmpurilor electromagnetice la frecvența de rezonanță prin intermediul antenelor de radiofrecvență (RF).

Detalii despre operațiune

Configurația magnetică Tokamak: liniile câmpului magnetic principal (sau câmpului toroidal) vânt într-un inel în jurul găurii torului (figura de sus); trecerea curentului de plasmă creează așa-numitul câmp magnetic poloidal (în centru); liniile câmpului magnetic total sunt, prin urmare, elice cu pas foarte mare, care se învârt în jurul torului (de jos).

Principiul pe care se bazează funcționarea plasmei produse de gazul din tokamak este că o particulă încărcată cufundată într-un câmp magnetic urmează o traiectorie elicoidală (numită și mișcare ciclotronică ) conform ecuației Larmor , care definește raza Larmor

\,\rho ={\frac {mv_{\perp }}{Ze\,B}}

{\ displaystyle \, \ rho = {\ frac {mv _ {\ perp}} {Ze \, B}}}

\, \ rho = {\ frac {mv _ {{\ perp}}} {Ze \, B}}

.

unde este $v_{\perp }$ ${\ displaystyle v _ {\ perp}}$ $v _ {\ perp}$ este viteza particulelor perpendiculare pe câmpul magnetic, $m$ ${\ displaystyle m}$ $m$ este masa sa, $B.$ ${\ displaystyle B}$ $B.$ este puterea câmpului magnetic și $Z Și$ ${\ displaystyle Ze}$ $Ze$ este sarcina ionului (pentru electron, $Z=1$ ${\ displaystyle Z = 1}$ $Z = 1$ și $Și$ ${\ displaystyle e}$ $Și$ este negativ). Prin urmare, întrucât o particulă (fie că este electron sau ion) nu se poate deplasa mai departe de $\rho$ ${\ displaystyle \ rho}$ $\ rho$ din linia câmpului , rezultă un câmp magnetic pentru a limita în mod eficient o plasmă . Acest rezultat este de obicei formalizat, în cadrul fizicii plasmei , ca teorema lui Alfvén : mișcarea particulelor este oarecum constrânsă de dinamica liniilor câmpului magnetic.

Prin urmare, ideea este de a crea linii de câmp magnetic care se închid într-un inel în jurul unei forme geometrice asemănătoare unei gogoși: în termeni geometrici, această configurație este definită ca un tor . În acest fel, particulele sunt forțate să curgă de-a lungul liniilor câmpului magnetic, călătorind pe orbite inelare în jurul găurii torului și, prin urmare, rămânând limitate (a se vedea figura din dreapta, de mai sus). Câmpul magnetic inelar este denumit în limbajul tehnic un câmp toroidal (planul poloidal este planul ortogonal în direcția toroidală, vezi figura de mai jos din stânga).

Coordonatele pe un tor: P indică planul poloidal; p este unghiul poloidal, t unghiul toroidal, r raza minoră, R raza majoră.

Situația reală este destul de mai complicată: neomogenitatea câmpului magnetic toroidal (intensitate și curbură) determină mișcări de deriva ale particulelor, în raport cu direcția câmpului magnetic: de exemplu, viteza de deriva datorată unui gradient câmpului magnetic este de ordinul:

\,{\frac {v_{\mathrm {grad} }}{v_{\perp }}}\simeq {\frac {\rho }{R}}

{\ displaystyle \, {\ frac {v _ {\ mathrm {grad}}} {v _ {\ perp}}} \ simeq {\ frac {\ rho} {R}}}

\, {\ frac {v _ {{{\ mathrm {grad}}}}} {v _ {{perp}}}} \ simeq {\ frac {\ rho} {R}}

.

unde este $R.$ ${\ displaystyle R}$ $R.$ este cea mai mare rază a torului. Din moment ce raza Larmor $\rho$ ${\ displaystyle \ rho}$ $\ rho$ este de obicei foarte mic (fracțiuni de milimetru pentru ioni și microni pentru electroni ), viteza de derivație este mică. Cu toate acestea, este de asemenea adevărat că o particulă, datorită efectului temperaturii, are o viteză foarte mare proprie: în cazul unui proton, această viteză este

\,v_{\mathrm {th} }=9.79\times 10^{3}\;T^{1/2}[eV]

{\ displaystyle \, v _ {\ mathrm {th}} = 9,79 \ ori 10 ^ {3} \; T ^ {1/2} [eV]}

\, v _ {{{\ mathrm {th}}}} = 9,79 \ ori 10 ^ {3} \; T ^ {{1/2}} [eV]

.

adică pentru o plasmă care are temperaturi de fuziune ( $T=1keV$ ${\ displaystyle T = 1keV}$ $T = 1keV$ ) această viteză este de ordinul a sute de km pe secundă. Prin urmare, este clar că o particulă va face o revoluție toroidă într-o fracțiune de secundă (de obicei, fracțiuni de $\mu$ ${\ displaystyle \ mu}$ $\ mu$ s). Prin urmare, în timpul unei descărcări de plasmă, o particulă, datorită efectului derivării gradientului, ar putea atinge cu ușurință pereții Tokamak.

Soluția constă în îndoirea liniilor câmpului toroidal într-o spirală , astfel încât viteza de deriva să se îndrepte alternativ spre interiorul sau exteriorul camerei de descărcare și, în medie, efectul să fie anulat. În termeni mai precise, se introduce o transformare de rotație $\iota$ ${\ displaystyle \ iota}$ $\iotă$ , adică unghiul pe care o linie de câmp îl formează pe un plan poloidal fix, atunci când a făcut un viraj toroidal .

Adesea, în locul transformării rotaționale, se introduce factorul de siguranță , definit ca:

\,q={\frac {2\pi }{\iota }}

{\ displaystyle \, q = {\ frac {2 \ pi} {\ iota}}}

\, q = {\ frac {2 \ pi} {\ iota}}

.

este numărul de viraje toroidale pe care trebuie să le realizez pentru a face o viraj poloidal . Adică, dacă linia câmpului toroidal este îndoită cu o valoare $\iota$ ${\ displaystyle \ iota}$ $\iotă$ mic, apoi valoarea corespunzătoare a $q$ ${\ displaystyle q}$ $q$ este mare. Alternativ (vezi din nou figura de mai sus din stânga) poate fi definit $q$ ${\ displaystyle q}$ $q$ ca raportul unghiului toroidal $\Delta t$ ${\ displaystyle \ Delta t}$ $\ Delta t$ că trebuie să fac într-o direcție toroidală pentru a face un întreg viraj poloidal $p=2\pi$ ${\ displaystyle p = 2 \ pi}$ $p = 2 \ pi$ , și unghiul $2\pi$ ${\ displaystyle 2 \ pi}$ $2 \ pi$ în sine, adică în formule:

\,q={\frac {\Delta t}{2\pi }}

{\ displaystyle \, q = {\ frac {\ Delta t} {2 \ pi}}}

\, q = {\ frac {\ Delta t} {2 \ pi}}

.

Prin definiția liniei de câmp obținem că:

\,{\frac {R\mathrm {d} t}{\mathrm {d} \ell }}={\frac {B_{t}}{B_{p}}}

{\ displaystyle \, {\ frac {R \ mathrm {d} t} {\ mathrm {d} \ ell}} = {\ frac {B_ {t}} {B_ {p}}}}

\, {\ frac {R {\ mathrm {d}} t} {{\ mathrm {d}} \ ell}} = {\ frac {B_ {t}} {B_ {p}}}

.

unde este $\mathrm {d} \ell$ ${\ displaystyle \ mathrm {d} \ ell}$ ${\ mathrm {d}} \ ell$ este lungimea parcursă de-a lungul liniei de câmp. Prin inserarea în interiorul definiției $q$ ${\ displaystyle q}$ $q$ avem asta:

\,q={\frac {B_{t}}{2\pi R}}\oint {\frac {\mathrm {d} \ell }{B_{p}}}

{\ displaystyle \, q = {\ frac {B_ {t}} {2 \ pi R}} \ oint {\ frac {\ mathrm {d} \ ell} {B_ {p}}}}

\, q = {\ frac {B_ {t}} {2 \ pi R}} \ oint {\ frac {{\ mathrm {d}} \ ell} {B_ {p}}}

.

dacă aproximăm torul cu un cilindru periodic, atunci $\mathrm {d} \ell =r\mathrm {d} p$ ${\ displaystyle \ mathrm {d} \ ell = r \ mathrm {d} p}$ ${\ mathrm {d}} \ ell = r {\ mathrm {d}} p$ (cu $p$ ${\ displaystyle p}$ $p$ unghiul poloidal) și apoi:

\,q(r)={\frac {r}{R}}{\frac {B_{t}}{B_{p}}}

{\ displaystyle \, q (r) = {\ frac {r} {R}} {\ frac {B_ {t}} {B_ {p}}}}

\, q (r) = {\ frac {r} {R}} {\ frac {B_ {t}} {B_ {p}}}

.

Practic, pentru a îndoi liniile câmpului toroidal, este necesar să se introducă o componentă a câmpului magnetic într-o direcție ortogonală: această direcție se numește direcție poloidală , iar câmpul magnetic corespunzător se numește câmp poloidal . Condiția inițială a introducerii unei mici transformări rotaționale $\iota$ ${\ displaystyle \ iota}$ $\iotă$ devine o condiție pe $q$ ${\ displaystyle q}$ $q$ de tipul:

\,q(r)>1

{\ displaystyle \, q (r)> 1}

\, q (r)> 1

.

ceea ce echivalează cu introducerea unui câmp poloidal (mic) $B_{p}$ ${\ displaystyle B_ {p}}$ $B_ {p}$ . Un câmp poloidal poate fi obținut într-un mod simplu prin inducerea unui curent în direcția toroidală, așa cum se arată în figura de mai sus (centru). Combinarea celor două câmpuri, toroidală și poloidă, are ca rezultat linii de câmp care sunt elice, cu pas foarte lung (adică, cu $q>1$ ${\ displaystyle q> 1}$ $q> 1$ ).

Aprinderea curentului de plasmă și descărcarea

Imagine a interiorului camerei de vid a experimentului TCV, la Lausanne . Solenoidul central, care ocupă gaura centrală a torului, este evident în prim-plan.

Într-un tokamak, un vid ridicat sau ultra-ridicat este creat ca o condiție inițială, prin intermediul pompelor de vid speciale. Aprinderea curentului de plasmă în recipientul toroidal are loc în trei etape:

Intră curentul în bobinele câmpului toroidal;
apoi, se introduce o cantitate foarte mică de gaz (în general hidrogen sau izotopii săi), ale căror proprietăți urmează a fi studiate.
curentul este introdus în solenoidul central, care ocupă gaura centrală a torului (vezi figura din lateral), creând un flux în nucleul Tokamak: constituie circuitul primar al unui transformator , din care torul constituie circuitul secundar;
curentul din primar este rapid scăzut și acest lucru creează o forță electromotivă . Atomii neutri sunt ionizați, se creează o descărcare cu tot mai mulți electroni datorită coliziunii dintre electroni și atomii neutri.
gazul nu mai este neutru, ci a devenit plasmă: în acest moment curentul electric, datorită efectului Joule , încălzește plasma la temperaturi foarte ridicate (câteva milioane de grade ).

Dacă gazul introdus în Tokamak este un amestec de deuteriu și tritiu , atunci reacțiile de fuziune termonucleară ale plasmelor pot fi studiate, recreând în anumite moduri mediul pe care îl avem în interiorul stelelor . Speranța este de a obține aprinderea plasmei, un fenomen autosustenabil, pentru a extrage energia din fuziunea nucleară, o energie care nu lasă deșeuri radioactive și nici nu este susceptibilă la explozii sau scurgeri de radiații și în acest sens este o energie „complet„ curată ”. Funcționarea în condiții de aprindere (adică acea condiție de funcționare în care puterea particulelor încărcate limitate este capabilă să susțină pierderile datorate conducției, convecției și Bremsstrahlung ), deși pare avantajoasă din punct de vedere energetic, deoarece nu există putere externă de încălzire. necesar pentru stabilizarea plasmei de fuziune este incomod din punct de vedere al controlului reactorului, deoarece ar depinde exclusiv de dinamica (turbulentă și stocastică) a plasmei. De regulă, prin urmare, avantajele condiției de aprindere sunt sacrificate, în timp ce alimentează în continuare o parte din puterea de încălzire externă (putere auxiliară) pentru a controla plasma.

Metode de încălzire cu plasmă

Exteriorul mașinii

După cum sa menționat mai sus, metoda tradițională de încălzire a plasmei este de a induce un curent electric în tor (care este uneori numit încălzire ohmică ).

Cu toate acestea, în Tokamak acest lucru se confruntă cu condiția fundamentală a stabilității $q>1$ ${\ displaystyle q> 1}$ $q> 1$ , ceea ce duce la condiția ca câmpul magnetic toroidal să fie foarte mare în comparație cu curentul plasmatic ; adică curentul plasmatic $I_{P}$ ${\ displaystyle I_ {P}}$ $I_ {P}$ îndeplinesc condiția

\,\mu _{0}I_{P}<B_{t}\;{\frac {2\pi a^{2}}{R}}

{\ displaystyle \, \ mu _ {0} I_ {P} <B_ {t} \; {\ frac {2 \ pi a ^ {2}} {R}}}

\, \ mu _ {0} I_ {P} <B_ {t} \; {\ frac {2 \ pi a ^ {2}} {R}}

.

unde este $\mu _{0}$ ${\ displaystyle \ mu _ {0}}$ $\ mu_0$ este permeabilitatea magnetică a vidului e $la$ ${\ displaystyle a}$ $la$ este raza minoră a torului. Condiția scrisă este o condiție foarte strictă asupra posibilităților de încălzire ohmică: în Tokamak modern este deci necesar să se utilizeze o serie de metode diferite, cunoscute sub numele de încălzire suplimentară . Pe de o parte, acest lucru duce la obținerea cu ușurință a temperaturilor de interes de fuziune; pe de altă parte, încălzirea suplimentară este o problemă în ceea ce privește eficiența unui viitor reactor (așa cum se evidențiază în studiile pentru ITER).

O soluție parțială la această problemă este de a observa că starea curentului depinde de $a/R$ ${\ displaystyle a / R}$ $a / R$ , adică inversul așa-numitului raport de aspect $R/a$ ${\ displaystyle R / a}$ $R / a$ : este, prin urmare, convenabil să operați la cele mai mici raporturi de aspect posibil, pentru a utiliza cel mai mare curent de plasmă posibil. Aceasta este soluția așa-numitului Tokamak sferic sau cu câmp înalt , cum ar fi Alcator C-MOD , la MIT din Boston sau NSTX la PPPL în Princeton (unde „câmp înalt” se referă la componenta poloidă a câmpului magnetic ).

Mașini existente sau în faza de proiectare

JET (Joint European Torus) este cea mai mare mașină europeană: este activă din 1978 și, prin urmare, este una dintre cele mai vechi mașini de turnare încă în funcțiune. Din 2000, operațiunile au fost realizate în comun de către oameni de știință din diferite laboratoare europene (așa-numitele „asociații”), în cadrul programului european de fuziune, condus de EURATOM . Rezultatele obținute la JET formează baza pentru construirea ITER.
Tokamakul HL-2M construit în China ca parte a proiectului EST (Tokamak superconductor avansat experimental)
ITER Este mașina care va trebui să demonstreze, din punct de vedere științific și tehnologic, fezabilitatea fuziunii ca sursă primară de energie. Se află în construcție în Cadarache , în sudul Franței . ^[1]
Proiect italian DTT (Divertor Tokamak Test facilitate), finanțat recent, care va trebui să efectueze experimente la scară capabile să caute alternative pentru detergent capabil să se integreze cu condițiile fizice specifice și soluțiile tehnologice furnizate în DEMO ^[2] .
Proiect italian IGNITOR pentru construirea unui reactor experimental mic.
FTU (Frascati Tokamak Upgrade) : este singurul Tokamak italian, situat în laboratoarele Frascati din ENEA . FTU se bazează pe principiul unui câmp magnetic ridicat. Spre deosebire de Alcator C-Mod, acesta nu are o configurație X a câmpului magnetic pentru pomparea materialului ars (așa-numitul divertor ), ci o cameră cu secțiune circulară. Un alt experiment italian similar este un pinch de câmp inversat (RFP) , nu este un Tokamak, dar este o configurație alternativă dezvoltată încă din anii șaptezeci: se numește RFX și se află în laboratoarele CNR din Padova . ^[3]
Upgrade ASDEX situat în Garching, lângă München, Germania; funcționează din 1991. Predecesorul său, ASDEX, a fost primul tokamak care a folosit o configurație X a câmpului magnetic ( divertor ) în 1982 . Divergentul funcționează ca un sistem de pompare pentru impuritățile plasmatice și va fi, de asemenea, utilizat ca schemă pentru ITER
Tore Supra activă din 1988, caracteristica sa principală este utilizarea de electro- magneți pentru câmpul toroidal supraconductor . Acesta este situat pe situl Cadarache din sudul Franței, lângă Aix-en-Provence : același site unde va fi construit ITER . ^[4]
TCV (Tokamak a Configuration Variable) situat în Lausanne, Elveția.
TEXTOR în Olanda.
JT-60U în Japonia.
TFTR activ la Princeton PPPL din 1982 până în 1997, se remarcă prin faptul că a demonstrat pentru prima dată (în 1994 ) posibilitatea de a produce energie de fuziune nucleară pe scară largă, folosind izotopi de deuteriu și tritiu .
DIII-D este un mare Tokamak din SUA, operat de General Atomics, în San Diego , California . El a fost unul dintre primii Tokamak cu o secțiune non-circulară și este unul dintre primii care au experimentat cu un sistem activ de control al feedback-ului pentru instabilitățile plasmatice MHD . ^[5]
Alcator C-MOD funcționează din 1993 și urmează proiectele precedente Alcator A (1975-1982) și Alcator C (1982-1988). Este administrat de Centrul de Știință și Fuziune a Plasmei (PSFC), la MIT din Boston . Numele în sine (în italiană, Alcator = Al to Ca mpo Tor o) indică faptul că soluția tehnologică adoptată în acest experiment este utilizarea unui câmp magnetic puternic pentru a limita plasma. ^[6]

Tokamak sferic :

NSTX activă la Princeton PPPL din februarie 1999
MAST situat pe același site ca JET, în Abingdon, în Oxfordshire (Marea Britanie).

Referințe în ficțiune

Un tokamak apare în povestea „Mickey și fantasticul Tokamak”, publicată de săptămânalul de benzi desenate de Walt Disney în 1983 (Mickey 1459), ca un reactor de fuziune avansat, cadou de la o civilizație extraterestră. Este menționat și în romanul „Sfatul de piatră” al scriitorului francez Jean Christophe Grangé.

Notă

^ (EN) Site-ul oficial ITER , pe iter.org. Adus la 28 martie 2015 (arhivat din original la 30 noiembrie 2018) .
^ Proiect TDT , pe dtt-project.enea.it . Adus la 22 ianuarie 2021 ( arhivat la 3 august 2019) .
^ Site-ul oficial FTU , pe enea.it. Adus la 28 martie 2015 ( arhivat la 27 martie 2015) .
^ ( EN ) Site-ul oficial Tore Supra , pe cea.fr. Adus la 28 martie 2015 (arhivat din original la 15 noiembrie 2012) .
^ (EN) Site-ul oficial DIII-D , pe gat.com. Adus la 28 martie 2015 ( arhivat la 24 martie 2015) .
^ ( EN ) Site-ul oficial Alcator C-MOD , pe mit.edu . Adus la 28 martie 2015 (arhivat din original la 27 aprilie 2015) .

Alte proiecte

Wikimedia Commons conține imagini sau alte fișiere despre Tokamak

linkuri externe

Știința plasmei - site-ul francez CEA tokamaks.
Proiecte de fuziune la General Atomics, inclusiv Facilitatea Națională de Fuziune DIII-D, un tokamak experimental.

Controlul autorității	LCCN (EN) sh85135836 · GND (DE) 4139323-5 · BNF (FR) cb12120206n (dată) · BNE (ES) XX534660 (dată)

Portalul Energiei

Portalul de fizică

Portal de inginerie

[1] (EN) Site-ul oficial ITER , pe iter.org. Adus la 28 martie 2015 (arhivat din original la 30 noiembrie 2018) .

[2] Proiect TDT , pe dtt-project.enea.it . Adus la 22 ianuarie 2021 ( arhivat la 3 august 2019) .

[3] Site-ul oficial FTU , pe enea.it. Adus la 28 martie 2015 ( arhivat la 27 martie 2015) .

[4] ( EN ) Site-ul oficial Tore Supra , pe cea.fr. Adus la 28 martie 2015 (arhivat din original la 15 noiembrie 2012) .

[5] (EN) Site-ul oficial DIII-D , pe gat.com. Adus la 28 martie 2015 ( arhivat la 24 martie 2015) .

[6] ( EN ) Site-ul oficial Alcator C-MOD , pe mit.edu . Adus la 28 martie 2015 (arhivat din original la 27 aprilie 2015) .

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

V · D · M Energia de fuziune
Fizică	Nucleu · Fuziune · Energie nucleară · Reactor nuclear · Istorie · Plasmă · Magnetohidrodinamică · flux de neutroni · Factor de câștig de energie de fuziune · Criteriu Lawson
Fuzionează cu campuri magnetice	Tokamak · spheromak · stelaratoare · inversata câmp pinch · Câmp-Reversed configurare · Paramagnetica pinch · Levitated Dipole · magnetic Oglinda · magnetic cuspid · Divertorul · Ottopoli · Polywell
Fuziune inerțială	Fuziune cu fascicule laser · Z-pinch · Bubble Fusion ( confinement acustic) · Fusor · Polywell · Confinement inertial electrostatic
Fuziune la rece	Fuziune la rece · muon de fuziune catalizată · Fuziune piroelectrică · Migma
Închiderea magnetic	ITER · DTT · DEMO · IGNITOR · JET · JT-60 · Dispozitiv elicoidal mare · KSTAR · EAST · T-15 · DIII-D · Tore Supra · ASDEX Upgrade · FTU · RFX · MST · TFTR · NSTX · NCSX · UCLA ET · Alcator C-Mod · LDX · H-1NF · MAST · START · Wendelstein 7-X · TCV
Închiderea inerțială	NIF · OMEGA · Nova · Novette · Nike · Siva · Argus · Ciclop · Janus · 4 pi · LMJ · Luli2000 · GEKKO XII · ISKRA · Vulcan · Asterix IV · HiPER
Z ciupi	Mașină Z · PACER