TOKAMAK
Tokamak je zařízení pro udržení plazmy z důvodu využití termojaderné reakce (fúze) k výrobě energie. Vzhledem k tomu, že zápalná teplota směsi deuteria a tritia cca 100 milionů °C, nad kterou se reakce sama udržuje bez přísunu vnější energie, nedovoluje žádné hmotné stěny, používají se uzavřené magnetické konfigurace. Částice plazmy se pohybují kolem siločar magnetického pole, tedy ve směru pole se pohybují volně, napříč polem nikoliv. Tokamak pracuje v pulzním režimu a plazma je v něm udržováno dvěma superponovanými magnetickými poli: toroidálním polem vytvořeným vnějšími magnetickými cívkami a polem proudu protékajícího plazmatem. Tokamaky dnes představují nejlépe prozkoumané fúzní zařízení. Přitom až do roku 1970 se tokamaky studovaly jen v Sovětském svazu, zatímco v západní zemích byly experimenty realizovány na stelarátorech. V současnosti je největším a celosvětově nejvýznamnějším fúzním zařízením evropský tokamakový experiment Joint European Torus (JET) ve Velké Británii. V mezinárodním výzkumu dochází k dělbě práce, přičemž špičkami jsou v posledním desetiletí TFTR v Princetonu a DIII-D v San Diegu. Japonsko přispělo zejména velkoexperimentem JT-60. Francouzský tokamak Tore Supra pracuje se supravodivými magnetickými cívkami a osově symetrický divertorový experiment Asdex Upgrade v Max-Planck-Institut für Plasmaphysik se mimo jiné věnuje vývoji divertoru. Formou mezinárodní spolupráce se zpracovává návrh prvního termojaderného experimentálního reaktoru Iter, který jako první má produkovat plazma, které po zapálení bude delší dobu samostatně hořet. Předpokládané uvedení tohoto zařízení do provozu je v roce 2005.
Pokud bude provoz experimentálního termojaderného reaktoru úspěšný, bude možno projektovat fúzní elektrárny, které mají ambice dlouhodobě vyřešit energetické a částečně také ekologické problémy lidstva. Takové elektrárny by totiž měly prakticky neomezené zásoby paliva (izotopy vodíku deuterium a tritium), neprodukovaly by prakticky žádné odpady a žádné exhalace, aktivita konstrukčních materiálů reaktoru by byla velmi nízká a krátkodobá.

Model tokamaku

celkový průměr 17 m
celková výška 23 m
objem plazmatu 760 m3
tepelný fúzní výkon 3 000 MW
doba hoření trvalý provoz
Tab.1 : Typické parametry fúzní elektrárny

  


© Copyright Simopt, s.r.o. 1999