Tokamak

Tokamak
reactor de fusión nuclear

Un tokamak ye un dispositivu de confinamientu magnéticu diseñáu pa confinar plasma a temperatures mui altes nuna cámara de forma toroidal, col oxetivu d'estudiar y producir reaiciones de fusión nuclear controlaes. El términu vien del acrónimu rusu токамак, deriváu de тороидальная камера с магнитными катушками (toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami; «cámara toroidal con bobines magnétiques»). Ye ún de los principales diseños esperimentales emplegaos na investigación de la enerxía de fusión y la base de grandes instalaciones como JET y ITER.

Nun tokamak, el plasma queda confináu pola combinación de dos campos magnéticos principales: un campu toroidal producíu por bobines alredor de la cámara y un campu poloidal xeneráu principalmente pola corriente llétrica que circula pel propiu plasma. La combinación de dambos crea llinies de campu helicoidales que contribúin a caltener les partícules cargaes separaes de les paredes de la cámara. Pa producir fusión, núcleos atómicos llixeros —principalmente los isótopos del hidróxenu, deuteriu y tritiu nos diseños actuales— tienen que superar la repulsión electrostática y fusionase, formando núcleos más pesaos y lliberando enerxía pola diferencia de masa, acordies cola equivalencia masa-enerxía:

$E=mc^{2}$

La fusión tien diferencies importantes cola fisión nuclear emplegada nes centrales nucleares actuales. Nun produz una reaición en cadena autosostenida y el combustible de deuteriu ye relativamente abondoso, ente que'l tritiu tendría que producise nel propiu reactor a partir de litiu. La fusión tampoco produz direutamente residuos de fisión d'alta actividá y llarga vida, pero los neutrones xeneraos nes reacciones de deuteriu-tritiu activen los materiales estructurales del reactor, polo que sí se producen residuos radiactivos que tienen que xestionase. Ún de los principales retos ye caltener un plasma suficientemente caliente, denso y confinao'l tiempu necesario pa producir una cantidá d'enerxía de fusión útil.

Historia

El conceutu de tokamak desenvolviéronlu na Xunión Soviética nos años 1950 los físicos Ígor Tamm y Andréi Sájarov, a partir d'idees anteriores sobre'l confinamientu magnéticu del plasma. Les primeres máquines construyéronse nel Institutu Kurchátov de Moscú y demostraron que yera posible producir y confinar plasmes a temperatures elevaes. El T-1 soviéticu considérase'l primer tokamak construyíu. Los resultaos soviéticos, especialmente los consiguíos col T-3 na década de 1960, provocaron una rápida espansión internacional del conceutu y el tokamak convirtióse nel diseñu dominante de la investigación sobre confinamientu magnéticu.

Dende entós construyéronse decenes de tokamaks esperimentales, ente ellos el Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) d'Estaos Xuníos, el Joint European Torus (JET) européu, el JT-60 xaponés, el DIII-D d'Estaos Xuníos y l'EAST chinu. Estos dispositivos permitieron estudiar fenómenos fundamentales como'l calentamientu y confinamientu del plasma, les inestabilidaes, les disrupciones y la interacción ente'l plasma y les paredes del reactor.

Un problema importante son los denominaos moos llocalizaos nel cantu (edge-localized modes, ELM), inestabilidaes que pueden producir lliberaciones rápides d'enerxía dende'l cantu del plasma y erosionar les superficies internes del dispositivu. En 2006, un equipu encabezáu por Todd E. Evans, de General Atomics, publicó en Nature Physics resultaos esperimentales del tokamak DIII-D que demostraben que pequeñes perturbaciones magnétiques resonantes podíen suprimir los ELM ensin perder el réxime de confinamientu altu del plasma.

ITER

El mayor tokamak en construcción ye ITER, un proyeutu internacional nel que participen China, la Xunión Europea, la India, Xapón, Corea del Sur, Rusia y Estaos Xuníos. Los miembros decidieron en 2005 construyilu en Cadarache, nel sur de Francia, y l'alcuerdu internacional que creó la Organización ITER firmóse'l 21 de payares de 2006 nel Palaciu del Eliséu de París.

ITER nun ta diseñáu pa producir electricidá comercial, sinón pa demostrar la viabilidá científica y teunolóxica de la fusión magnética a gran escala. Ún de los sos oxetivos principales ye algamar un factor de ganancia de fusión Q ≥ 10, esto ye, producir unos 500 MW de potencia térmica de fusión con 50 MW de potencia de calentamientu suministrada al plasma. Tres los retrasos acumulaos nel proyeutu, el calendariu actualizáu prevé una primer fase d'operaciones d'investigación con hidróxenu y deuteriu, llograr la plena enerxía magnética en 2036 y empezar les operaciones con deuteriu-tritiu en 2039.

Ver tamién

• Confinamientu magnéticu
• Fusión nuclear
• Enerxía de fusión
• ITER
• Joint European Torus
• Stellarator
• Reactores de fusión termonuclear por confinamientu magnéticu

Enllaces esternos

• ITER Organization
• Enerxía de fusión nel Organismu Internacional d'Enerxía Atómica
• Wikimedia Commons acueye conteníu multimedia sobre Tokamak.

• Datos: Q188589
• Multimedia: Tokamaks