Tokamak

En 1934, Mark Oliphant , Paul Harteck y Ernest Rutherford fueron los primeros en lograr la fusión en la Tierra, utilizando un acelerador de partículas para disparar núcleos de deuterio contra una lámina metálica que contenía deuterio u otros átomos. ^{[ 18 ]} Esto les permitió medir la sección transversal nuclear de varias reacciones de fusión y determinaron que la reacción deuterio-deuterio ocurría a una energía menor que otras reacciones, alcanzando un pico de aproximadamente 100 000 electronvoltios (100 keV). ^{[ 19 ] [ a ]}  

La fusión basada en aceleradores no es práctica porque la sección transversal del reactor es minúscula; la mayoría de las partículas en el acelerador se dispersarán al chocar con el combustible, en lugar de fusionarse con él. Estas dispersiones provocan que las partículas pierdan energía hasta el punto de que ya no pueden fusionarse. Por lo tanto, la energía introducida en estas partículas se pierde, y es fácil demostrar que esta energía es mucho mayor que la que pueden liberar las reacciones de fusión resultantes. ^{[ 21 ]}

Para mantener la fusión y producir energía neta, la mayor parte del combustible debe calentarse a altas temperaturas para que sus átomos colisionen constantemente a alta velocidad; esto da origen al nombre de termonuclear debido a las altas temperaturas necesarias para que se produzca. En 1944, Enrico Fermi calculó que la reacción sería autosostenible a unos 50 000 000 K; a esa temperatura, la velocidad a la que se libera energía por las reacciones es lo suficientemente alta como para calentar el combustible circundante con la rapidez necesaria para mantener la temperatura y evitar pérdidas al ambiente, continuando así la reacción. ^{[ 21 ]}

Durante el Proyecto Manhattan , se creó la primera forma práctica de alcanzar estas temperaturas mediante una bomba atómica . En 1944, Fermi dio una charla sobre la física de la fusión en el contexto de una bomba de hidrógeno , entonces hipotética . Sin embargo, ya se había considerado la fusión controlada , y James L. Tuck y Stanislaw Ulam lo habían intentado utilizando cargas huecas que impulsaban una lámina metálica impregnada de deuterio, aunque sin éxito. ^{[ 22 ]}

Los primeros intentos de construir una máquina de fusión práctica tuvieron lugar en el Reino Unido , donde George Paget Thomson había seleccionado el efecto de pellizco como una técnica prometedora en 1945. Tras varios intentos fallidos de obtener financiación, desistió y pidió a dos estudiantes de posgrado, Stanley (Stan) W. Cousins ​​y Alan Alfred Ware (1924–2010 ^{[ 23 ]} ), que construyeran algo con equipos de radar sobrantes . Este funcionó con éxito en 1948, pero no mostró evidencia clara de fusión y no logró despertar el interés del Centro de Investigación de Energía Atómica . ^{[ 24 ]}

En 1950, Oleg Lavrentiev , entonces sargento del Ejército Soviético destinado en Sajalín , escribió una carta al Comité Central del Partido Comunista de la Unión Soviética . La carta esbozaba la idea de utilizar una bomba atómica para encender combustible de fusión y luego describía un sistema que utilizaba campos electrostáticos para contener plasma caliente en un estado estacionario para la producción de energía. ^{[ 25 ] [ 26 ] [ b ]}

La carta fue enviada a Andrei Sakharov para que hiciera comentarios. Sakharov señaló que "el autor plantea un problema muy importante y no necesariamente irresoluble", y concluyó que su principal preocupación en el diseño era que el plasma impactara contra los cables de los electrodos, y que "las mallas anchas y una delgada parte conductora de corriente tendrían que reflejar casi todos los núcleos incidentes de vuelta al reactor". ^{[ 25 ]}

Una muestra de la importancia que se le dio a la carta de Lavrentiev se puede observar en la rapidez con que se procesó; la carta fue recibida por el Comité Central el 29 de julio, Sakharov envió su revisión el 18 de agosto, para octubre, Sakharov e Igor Tamm habían completado el primer estudio detallado de un reactor de fusión y habían solicitado financiación para construirlo en enero de 1951. ^{[ 27 ]}

Cuando se calientan 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 conductor de electricidad y, por lo tanto, puede ser manipulado mediante campos eléctricos o magnéticos. ^{[ 28 ]}

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 girarán alrededor de las líneas de fuerza . ^{[ 28 ]} Como las partículas se mueven a alta velocidad, sus trayectorias resultantes se asemejan a una hélice. Si se dispone un campo magnético de manera que las líneas de fuerza sean paralelas y estén muy juntas, las partículas que orbitan líneas adyacentes pueden colisionar y fusionarse. ^{[ 29 ]}

Dicho campo puede crearse en un solenoide , un cilindro con imanes enrollados en su exterior. Los campos magnéticos combinados de los imanes crean un conjunto de líneas magnéticas paralelas que recorren el cilindro longitudinalmente. Esta disposición impide que las partículas se muevan lateralmente hacia la pared del cilindro, pero no impide que salgan por el extremo. La solución obvia a este problema es doblar el cilindro dándole forma de rosquilla, o toroide, de modo que las líneas formen una serie de anillos continuos. En esta disposición, las partículas giran sin cesar. ^{[ 29 ]}

Sakharov discutió el concepto con Igor Tamm , y a finales de octubre de 1950 ambos redactaron una propuesta y la enviaron a Igor Kurchatov , director del proyecto de la bomba atómica en la URSS, y a su adjunto, Igor Golovin . ^{[ 29 ]} Sin embargo, esta propuesta inicial ignoraba un problema fundamental: cuando se disponen a lo largo de un solenoide recto, los imanes externos están espaciados uniformemente, pero cuando se curvan formando un toroide, están más cerca entre sí en el interior del anillo que en el exterior. Esto genera fuerzas desiguales que hacen que las partículas se desvíen de sus líneas magnéticas. ^{[ 30 ] [ 31 ]}

Durante sus visitas al Laboratorio de Instrumentos de Medición de la Academia de Ciencias de la URSS (LIPAN), el centro soviético de investigación nuclear , Sakharov sugirió dos posibles soluciones a este problema. Una consistía en suspender un anillo conductor de corriente en el centro del toroide. La corriente en el anillo produciría un campo magnético que se mezclaría con el de los imanes exteriores. El campo resultante se retorcería formando una hélice, de modo que cualquier partícula se encontraría repetidamente en el exterior y luego en el interior del toroide. Las derivas causadas por los campos desiguales tienen direcciones opuestas en el interior y el exterior, por lo que, a lo largo de múltiples órbitas alrededor del eje longitudinal del toroide , las derivas opuestas se cancelarían. Como alternativa, sugirió utilizar un imán externo para inducir una corriente en el propio plasma , en lugar de un anillo metálico separado, lo que tendría el mismo efecto. ^{[ 30 ]}

En enero de 1951, Kurchatov organizó una reunión en LIPAN para analizar los conceptos de Sakharov. Estos despertaron un amplio interés y recibieron un amplio apoyo, y en febrero se envió un informe sobre el tema a Lavrentiy Beria , quien supervisaba los esfuerzos atómicos en la URSS. Durante un tiempo, no se obtuvo respuesta. ^{[ 30 ]}

El 25 de marzo de 1951, el presidente argentino Juan Perón anunció que un ex científico alemán, Ronald Richter , había logrado producir fusión a escala de laboratorio como parte de lo que hoy se conoce como el Proyecto Huemul . Científicos de todo el mundo se entusiasmaron con el anuncio, pero pronto concluyeron que no era cierto; cálculos sencillos demostraron que su montaje experimental no podía producir suficiente energía para calentar el combustible de fusión a las temperaturas necesarias. ^{[ 32 ]}

Aunque los investigadores nucleares la desestimaron, la amplia cobertura mediática hizo que los políticos se percataran repentinamente de la investigación sobre fusión y se mostraran receptivos a ella. En el Reino Unido, Thomson recibió de repente una financiación considerable. Durante los meses siguientes, dos proyectos basados ​​en el sistema de pinzamiento se pusieron en marcha. ^{[ 33 ]} En Estados Unidos, Lyman Spitzer leyó la historia de Huemul, se dio cuenta de que era falsa y se dispuso a diseñar una máquina que funcionara. ^{[ 34 ]} En mayo de 1951, se le concedieron 50 000 dólares para comenzar la investigación sobre su concepto de estelarador . ^{[ 35 ]} Jim Tuck había regresado brevemente al Reino Unido y vio las máquinas de pinzamiento de Thomson. Cuando regresó a Los Alamos, también recibió 50 000 dólares directamente del presupuesto de Los Alamos. ^{[ 36 ]}

Eventos similares ocurrieron en la URSS . A mediados de abril de 1951, Dmitri Efremov, del Instituto de Investigación Científica de Aparatos Electrofísicos, irrumpió en el estudio de Kurchatov con una revista que contenía un artículo sobre el trabajo de Richter, exigiendo saber por qué habían sido derrotados por los argentinos. Kurchatov contactó de inmediato a Beria con una propuesta para establecer un laboratorio de investigación de fusión independiente, dirigido por Lev Artsimovich . Tan solo unos días después, el 5 de mayo de 1951, la propuesta fue firmada por Iósif Stalin . ^{[ 30 ]}

En octubre de 1951, Sakharov y Tamm habían completado un análisis mucho más detallado de su propuesta original, en el que solicitaban un sistema con un radio mayor (del toroide en su conjunto) 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 onzas) de tritio al día, o generar 10 kilogramos (22 libras) de U233 al día. ^{[ 30 ]}     

A medida que la idea se desarrollaba, se comprendió que una corriente en el plasma podía crear un campo lo suficientemente fuerte como para confinarlo, eliminando la necesidad de bobinas externas. ^{[ 37 ]} En este punto, los investigadores soviéticos habían reinventado el sistema de pinzamiento que se estaba desarrollando en el Reino Unido, ^{[ 22 ]} aunque habían llegado a este diseño desde un punto de partida muy diferente.

Una vez propuesta la idea de utilizar el efecto de pinzamiento para el confinamiento, se hizo evidente una solución mucho más sencilla. En lugar de un gran toroide, se podría simplemente inducir la corriente en un tubo lineal, lo que provocaría que el plasma en su interior colapsara formando un filamento. Esto presentaba una gran ventaja: la corriente en el plasma lo calentaría mediante calentamiento resistivo normal , pero esto no lo calentaría a temperaturas de fusión. Sin embargo, a medida que el plasma colapsaba, el proceso adiabático daría como resultado un aumento drástico de la temperatura, más que suficiente para la fusión. Con este desarrollo, solo Golovin y Natan Yavlinsky continuaron considerando la disposición toroidal más estática. ^{[ 37 ]}

El 4 de julio de 1952, el grupo de Nikolai Filippov midió los neutrones liberados por una máquina de pinzamiento lineal. Lev Artsimovich exigió que se revisara todo antes de concluir que se había producido la fusión, y durante estas comprobaciones, descubrieron que los neutrones no provenían de la fusión en absoluto. ^{[ 37 ]} Esta misma disposición lineal también había sido utilizada por investigadores en el Reino Unido y Estados Unidos, y sus máquinas mostraron el mismo comportamiento. Pero el gran secretismo que rodeaba este tipo de investigación impidió que ninguno de los grupos supiera que otros también estaban trabajando en ello, y mucho menos que tuvieran el mismo problema. ^{[ 38 ]}

Tras numerosos estudios, se descubrió que algunos de los neutrones liberados se producían por inestabilidades en el plasma. Existían dos tipos comunes de inestabilidad: la inestabilidad en forma de salchicha , observada principalmente en máquinas lineales, y la inestabilidad en forma de torsión, más frecuente en máquinas toroidales. ^{[ 38 ]} Grupos de investigación en los tres países comenzaron a estudiar la formación de estas inestabilidades y posibles soluciones. ^{[ 39 ]} Martin David Kruskal y Martin Schwarzschild , en Estados Unidos, y Shafranov, en la URSS, realizaron importantes contribuciones al campo . ^{[ 40 ]}

Una idea surgida de estos estudios se conoció como el "pinzamiento estabilizado". Este concepto añadía bobinas adicionales al exterior de la cámara, lo que creaba un campo magnético presente en el plasma antes de la descarga de pinzamiento. En la mayoría de los casos, el campo inducido externamente era relativamente débil y, dado que el plasma es diamagnético , solo penetraba en las zonas exteriores del plasma. ^{[ 38 ]} Cuando se producía la descarga de pinzamiento y el plasma se contraía rápidamente, este campo quedaba "congelado" en el filamento resultante, creando un campo intenso en sus capas exteriores. En Estados Unidos, esto se conocía como "darle una columna vertebral al plasma". ^{[ 41 ]}

Sakharov revisó sus conceptos toroidales originales y llegó a una conclusión ligeramente diferente sobre cómo estabilizar el plasma. La configuración sería la misma que la del concepto de pinzamiento estabilizado, pero el papel de los dos campos se invertiría. En lugar de campos magnéticos débiles inducidos externamente que proporcionan estabilización y una fuerte corriente de pinzamiento responsable del confinamiento, en la nueva configuración, el campo externo sería mucho más potente para proporcionar la mayor parte del confinamiento, mientras que la corriente sería mucho menor y responsable del efecto estabilizador. ^{[ 37 ]}

En 1955, con los métodos lineales aún sujetos a inestabilidad, se construyó en la URSS el primer dispositivo toroidal. El TMP era una máquina de compresión clásica, similar a los modelos británicos y estadounidenses de la misma época. La cámara de vacío era de cerámica, y los espectros de las descargas mostraron sílice, lo que significa que el plasma no estaba perfectamente confinado por el campo magnético y chocaba contra las paredes de la cámara. ^{[ 37 ]} Posteriormente se construyeron dos máquinas más pequeñas, que utilizaban carcasas de cobre. ^{[ 42 ]} Las carcasas conductoras tenían como objetivo ayudar a estabilizar el plasma, pero no tuvieron un éxito completo en ninguna de las máquinas que lo intentaron. ^{[ 43 ]}

Ante el aparente estancamiento del progreso, en 1955 Kurchatov convocó una conferencia de investigadores soviéticos de toda la Unión Soviética con el objetivo final de impulsar la investigación sobre fusión dentro de la URSS. ^{[ 44 ]} 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 Centro de Investigación de Energía Atómica, en la antigua base de la RAF en Harwell , donde sorprendió a los anfitriones al presentar una detallada reseña histórica de los esfuerzos soviéticos en materia de fusión. ^{[ 45 ]} Dedicó tiempo a señalar, en particular, los neutrones observados en las primeras máquinas y advirtió que la presencia de neutrones no implicaba fusión. ^{[ 46 ]}

Sin que Kurchatov lo supiera, la máquina de fusión estabilizada ZETA, de fabricación británica , se estaba construyendo en el extremo de la antigua pista de aterrizaje. ZETA era, con diferencia, la máquina de fusión más grande y potente hasta la fecha. Respaldada por experimentos con diseños anteriores que habían sido modificados para incluir la estabilización, ZETA pretendía producir bajos niveles de reacciones de fusión. Aparentemente, esto fue un gran éxito, y en enero de 1958, anunciaron que se había logrado la fusión en ZETA basándose en la liberación de neutrones y mediciones de la temperatura del plasma. ^{[ 47 ]}

Vitaly Shafranov y Stanislav Braginskii examinaron los informes de prensa e intentaron comprender su funcionamiento. Una posibilidad que consideraron fue el uso de campos débiles "congelados", pero la descartaron, creyendo que no durarían lo suficiente. Finalmente, concluyeron que ZETA era esencialmente idéntico a los dispositivos que habían estado estudiando, con campos externos fuertes. ^{[ 45 ]}

Para entonces, los investigadores soviéticos habían decidido construir una máquina toroidal más grande siguiendo las líneas sugeridas por Sakharov. En particular, su diseño consideró un punto importante que se encontraba en los trabajos de Kruskal y Shafranov: si la trayectoria helicoidal de las partículas hacía que circularan alrededor de la circunferencia del plasma más rápidamente que alrededor del eje longitudinal del toro, la inestabilidad de torsión se suprimiría considerablemente. ^{[ 39 ]}

(Para mayor claridad, la corriente eléctrica que circula por las bobinas que rodean el toroide produce un campo magnético toroidal en su interior; un campo magnético pulsado que atraviesa el orificio del toroide induce una corriente axial en su interior, la cual está rodeada por un campo magnético poloidal; además, pueden existir anillos de corriente por encima y por debajo del toroide que generan un campo magnético poloidal adicional. La combinación de estos campos magnéticos forma una estructura magnética helicoidal dentro del toroide).

Hoy en día, este concepto básico se conoce como factor de seguridad . La relación entre el número de veces que la partícula orbita alrededor del eje mayor y alrededor del eje menor se denota por q , y el límite de Kruskal-Shafranov establece que el quiebre se suprimirá siempre que q > 1. Esta trayectoria está controlada por las intensidades relativas del campo magnético inducido externamente en comparación con el campo creado por la corriente interna. Para que q > 1, los imanes externos deben ser mucho más potentes o, alternativamente, la corriente interna debe reducirse. ^{[ 39 ]}

Siguiendo este criterio, se inició el diseño de un nuevo reactor, el T-1, conocido hoy como el primer tokamak real. ^{[ 42 ]} El T-1 utilizó campos magnéticos externos más fuertes y una corriente reducida en comparación con máquinas de pinzamiento estabilizadas como ZETA. El éxito del T-1 resultó en su reconocimiento como el primer tokamak en funcionamiento. ^{[ 48 ] [ 49 ] [ 50 ] [ 51 ]} Por su trabajo sobre "descargas de impulso potentes 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 modelo aún más grande, construido posteriormente como T-3. Con el anuncio aparentemente exitoso de ZETA, el concepto de Yavlinskii fue visto con gran favor. ^{[ 45 ] [ 52 ]}

Los detalles de ZETA se hicieron públicos en una serie de artículos en Nature a finales de enero. Para sorpresa de Shafranov, el sistema sí utilizaba el concepto de campo "congelado". ^{[ 45 ]} Siguió mostrándose escéptico, pero un equipo del Instituto Ioffe en San Petersburgo comenzó a planificar la construcción de una máquina similar conocida como Alpha. Tan 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 mediciones erróneas de la temperatura del plasma. ^{[ 53 ]}

El T-1 comenzó a funcionar a finales de 1958. ^{[ 54 ] [ c ]} Demostró pérdidas de energía muy elevadas por radiación. Esto se atribuyó a impurezas en el plasma debido a que el sistema de vacío provocaba la desgasificación de los materiales del contenedor. Para explorar soluciones a este problema, se construyó otro dispositivo pequeño, el T-2. Este utilizaba un revestimiento interno de metal corrugado que se horneaba a 550 °C (1022 °F) para eliminar los gases atrapados. ^{[ 54 ]}  

En el marco de la segunda reunión de Átomos para la Paz celebrada en Ginebra en septiembre de 1958, la delegación soviética publicó numerosos documentos sobre su investigación en fusión nuclear. Entre ellos se encontraba un conjunto de resultados iniciales sobre sus máquinas toroidales, que hasta ese momento no habían mostrado nada destacable. ^{[ 55 ]}

La "estrella" del espectáculo fue una gran maqueta del estelarador de Spitzer, que inmediatamente captó la atención de los soviéticos. A diferencia de sus diseños, el estelarador producía las trayectorias retorcidas necesarias en el plasma sin hacer circular corriente a través de él, utilizando una serie de bobinas externas (que producían campos magnéticos internos) que podían operar en estado estacionario en lugar de los pulsos del sistema de inducción que producía la corriente axial. Kurchatov comenzó a pedirle a Yavlinskii que cambiara su diseño T-3 por un estelarador, pero lo convencieron de que la corriente proporcionaba una útil segunda función en el calentamiento, algo de lo que carecía el estelarador. ^{[ 55 ]}

En el momento de la presentación, el estelarador había sufrido una larga serie de problemas menores que apenas se estaban resolviendo. La solución de estos problemas reveló que la tasa 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 estelarador, varios conceptos de pinzamiento y las máquinas de espejo magnético tanto en EE. UU. como en la URSS mostraron problemas que limitaban sus tiempos de confinamiento. ^{[ 54 ]}

Desde los primeros estudios de fusión controlada, existía un problema latente. Durante el Proyecto Manhattan, David Bohm formó parte del equipo que trabajaba en la separación isotópica del uranio . En la posguerra, continuó trabajando con plasmas en campos magnéticos. Según la teoría básica, cabría esperar que el plasma se difundiera a través de las líneas de fuerza a una velocidad inversamente proporcional al cuadrado de la intensidad del campo, lo que significa que pequeños incrementos de fuerza mejorarían considerablemente el confinamiento. Sin embargo, a partir de 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 con su cuadrado. ^{[ 56 ]}

Si la fórmula de Bohm era correcta, no había esperanza de construir un reactor de fusión basado en el confinamiento magnético. Para confinar el plasma a las temperaturas necesarias para la fusión, el campo magnético tendría que ser órdenes de magnitud mayor que cualquier imán conocido. Spitzer atribuyó la diferencia entre las tasas de difusión de Bohm y la clásica a la turbulencia en el plasma ^{[ 57 ]} y creía que los campos estacionarios del estelarador no sufrirían este problema. Diversos experimentos de la época sugirieron que la tasa de Bohm no era aplicable y que la fórmula clásica era correcta ^{[ 56 ] .}

Pero a principios de la década de 1960, con todos los diseños presentando fugas de plasma a un ritmo prodigioso, el propio Spitzer concluyó que la ley de Bohm era una cualidad inherente de los plasmas y que el confinamiento magnético no funcionaría. ^{[ 54 ]} Todo el campo cayó en lo que se conoció como "la calma", ^{[ 58 ]} un período de intenso pesimismo. ^{[ 37 ]}

A diferencia de otros diseños, los tokamaks experimentales parecían progresar bien, tanto que un pequeño problema teórico se convirtió en una preocupación real. En presencia de gravedad, se produce un pequeño gradiente de presión en el plasma, antes lo suficientemente pequeño como para ignorarlo, pero que ahora debía abordarse. Esto llevó a la adición de otro conjunto de bobinas en 1962, que producían un campo magnético vertical que compensaba estos efectos. Estos fueron un éxito, y a mediados de la década de 1960 las máquinas comenzaron a mostrar indicios de que estaban superando el límite de Bohm . ^{[ 59 ]}

En la Segunda Conferencia Internacional del Organismo Internacional de Energía Atómica sobre fusión, celebrada en 1965 en el recién inaugurado Centro Culham para la Energía de Fusión del Reino Unido , Artsimovich informó que sus sistemas superaban el límite de Bohm en 10 veces. Spitzer, tras revisar las presentaciones, sugirió que el límite de Bohm aún podría aplicarse; los resultados se encontraban dentro del margen de error experimental de los resultados observados en los estelaradores, y las mediciones de temperatura, basadas en los campos magnéticos, simplemente no eran fiables. ^{[ 59 ]}

La siguiente reunión internacional importante sobre fusión nuclear se celebró en agosto de 1968 en Novosibirsk . Para entonces, se habían completado dos diseños adicionales de tokamak: el TM-2 en 1965 y el T-4 en 1968. Los resultados del T-3 habían seguido mejorando, y se estaban obteniendo resultados similares en las primeras pruebas de los nuevos reactores. En la reunión, la delegación soviética anunció que el T-3 estaba produciendo temperaturas electrónicas de 1000  eV (equivalentes a 10 millones de grados Celsius) y que el tiempo de confinamiento era al menos 50 veces superior al límite de Bohm. ^{[ 60 ]}

Estos resultados fueron al menos diez veces superiores a los de cualquier otra máquina. De ser correctos, representaron un enorme avance para la comunidad de fusión. Spitzer se mantuvo escéptico, señalando que las mediciones de temperatura aún se basaban en cálculos indirectos a partir de las propiedades magnéticas del plasma. Muchos concluyeron que se debían a un efecto conocido como electrones fugados , y que los soviéticos solo medían esos electrones extremadamente energéticos y no la temperatura global. Los soviéticos replicaron con varios argumentos que sugerían que la temperatura que medían era maxwelliana , y el debate se intensificó. ^{[ 61 ]}

Los experimentos en el Tokamak Simétrico comenzaron en mayo de 1970, y a principios del año siguiente confirmaron los resultados soviéticos y luego los superaron. El estelarador fue abandonado, y el PPPL dedicó su considerable experiencia al problema del calentamiento del plasma. Dos conceptos parecían prometedores. El PPPL propuso usar compresión magnética, una técnica similar a un pellizco para comprimir un plasma caliente y elevar su temperatura, pero proporcionando esa compresión a través de imanes en lugar de corriente. ^{[ 77 ]} Oak Ridge sugirió la inyección de haces neutros , pequeños aceleradores de partículas que dispararían átomos de combustible a través del campo magnético circundante donde colisionarían con el plasma y lo calentarían. ^{[ 78 ]}

El compresor toroidal adiabático (ATC) del PPPL comenzó a operar en mayo de 1972, seguido poco después por un Ormak equipado con un haz neutro. Ambos presentaron problemas significativos, pero el PPPL superó a Oak Ridge al instalar inyectores de haz en el ATC y proporcionó pruebas claras de un calentamiento exitoso en 1973. Este éxito "adelantó" a Oak Ridge, que cayó en desgracia dentro del Comité Directivo de Washington. ^{[ 79 ]}

Para entonces, se estaba construyendo un diseño mucho mayor basado en el calentamiento por haz, el Princeton Large Torus , o PLT. El PLT fue diseñado específicamente para "dar una indicación clara de si el concepto de tokamak más el calentamiento auxiliar puede constituir la base de un futuro reactor de fusión". ^{[ 80 ]} El PLT fue un éxito rotundo, elevando continuamente su temperatura interna hasta alcanzar los 60 millones de grados Celsius (8000  eV, ocho veces el récord del T-3) en 1978. Este es un punto clave en el desarrollo del tokamak; las reacciones de fusión se vuelven autosostenibles a temperaturas entre 50 y 100 millones de grados Celsius, y el PLT demostró que esto era técnicamente alcanzable. ^{[ 80 ]}

Estos experimentos, especialmente el PLT, colocaron a Estados Unidos a la cabeza de la investigación de tokamaks. Esto se debió en gran medida al presupuesto; un tokamak costaba alrededor de 500 000 dólares y el presupuesto anual de fusión de Estados Unidos era de unos 25 millones de dólares en aquel entonces. ^{[ 60 ]} Podían permitirse explorar todos los métodos prometedores de calentamiento, descubriendo finalmente que los haces neutros se encontraban entre los más eficaces. ^{[ 81 ]}

Durante este período, Robert Hirsch asumió la dirección del desarrollo de la fusión en la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos . Hirsch consideró que el programa no podía mantenerse con sus niveles de financiación actuales sin demostrar resultados tangibles. Comenzó a reformular todo el programa. Lo que antes había sido un esfuerzo liderado por laboratorios, centrado principalmente en la exploración científica, se convirtió en un esfuerzo liderado por Washington para construir un reactor funcional que produjera energía. ^{[ 81 ]} Esto recibió un impulso con la crisis del petróleo de 1973 , que condujo a un aumento considerable de la investigación en sistemas de energía alternativos . ^{[ 82 ]}

A finales de la década de 1970, los tokamaks habían alcanzado todas las condiciones necesarias para un reactor de fusión práctico; en 1978, el PLT había demostrado temperaturas de ignición, al año siguiente el T-7 soviético utilizó con éxito imanes superconductores por primera vez, ^{[ 83 ]} Doublet demostró ser un éxito y llevó a que casi todos los diseños futuros adoptaran este enfoque de "plasma moldeado". Parecía que todo lo que se necesitaba para construir un reactor productor de energía era poner todos estos conceptos de diseño en una sola máquina, una que fuera capaz de funcionar con tritio radiactivo en su mezcla de combustible. ^{[ 84 ]}

Durante la década de 1970, se financiaron cuatro importantes propuestas de segunda generación en todo el mundo. Los soviéticos continuaron su línea de desarrollo con el T-15, ^{[ 83 ]} mientras que un esfuerzo paneuropeo desarrollaba el Joint European Torus (JET) y Japón inició el proyecto JT-60 (originalmente conocido como la "Instalación de Prueba de Plasma de Equilibrio"). En Estados Unidos, Hirsch comenzó a formular planes para un diseño similar, omitiendo propuestas para otro diseño intermedio y pasando directamente a uno que quemara tritio. Este se convirtió en el Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR), operado directamente desde Washington y sin vincular a ningún laboratorio específico. ^{[ 84 ]} Inicialmente favoreciendo a Oak Ridge como sede, Hirsch lo trasladó al PPPL después de que otros lo convencieran de que trabajarían más duro en él porque eran los que más tenían que perder. ^{[ 85 ]}

El entusiasmo fue tan generalizado que en esa época surgieron varias iniciativas comerciales para producir tokamaks comerciales. Entre ellas, la más conocida fue la de Bob Guccione , editor de la revista Penthouse , quien en 1978 conoció a Robert Bussard y se convirtió en el mayor y más comprometido inversor privado del mundo en tecnología de fusión, llegando a invertir 20 millones de dólares de su propio dinero en el Tokamak Compacto de Bussard. La financiación del Riggs Bank dio lugar a que este proyecto se conociera como el Riggatron . ^{[ 86 ]}

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 rápidamente tomó la delantera en experimentos críticos, pasando de gases de prueba a deuterio y "disparos" cada vez más potentes. Pero pronto quedó claro que ninguno de los nuevos sistemas funcionaba como se esperaba. Aparecieron numerosas inestabilidades nuevas, junto con una serie de problemas más prácticos que seguían interfiriendo con su rendimiento. Además, en TFTR y JET se observaron peligrosas "excursiones" del plasma que chocaban contra las paredes del reactor. Incluso cuando funcionaban a la perfección, el confinamiento del plasma a temperaturas de fusión, el llamado " triple producto de fusión ", seguía estando muy por debajo de lo necesario para un diseño de reactor práctico.

A mediados de la década de 1980, las causas de muchos de estos problemas se hicieron evidentes y se propusieron diversas soluciones. Sin embargo, estas aumentarían significativamente el tamaño y la complejidad de las máquinas. Un diseño posterior que incorporara estos cambios sería enorme y muchísimo más costoso que JET o TFTR. Un nuevo período de pesimismo se apoderó del campo de la fusión.

Al mismo tiempo que estos experimentos demostraban problemas, gran parte del impulso para la financiación masiva de Estados Unidos desapareció; en 1986 Ronald Reagan declaró que la crisis energética de la década de 1970 había terminado, ^{[ 89 ]} y la financiación para fuentes de energía avanzadas se había recortado drásticamente a principios de la década de 1980.

Desde junio de 1973 se había estado considerando la idea de un diseño de reactor internacional bajo el nombre de INTOR, acrónimo de International TOkamak Reactor. Este proyecto se inició originalmente mediante un acuerdo entre Richard Nixon y Leonid Brezhnev , pero había avanzado lentamente desde su primera reunión formal el 23 de noviembre de 1978. ^{[ 90 ]}

Durante la Cumbre de Ginebra en noviembre de 1985, Reagan planteó el tema a Mijaíl Gorbachov y propuso reformar la organización. «...Los dos líderes destacaron la importancia potencial del trabajo destinado a utilizar la fusión termonuclear controlada con fines pacíficos y, en este sentido, abogaron por el desarrollo más amplio posible de la cooperación internacional para obtener esta fuente de energía, que es esencialmente inagotable, en beneficio de toda la humanidad». ^{[ 91 ]}

Al año siguiente, se firmó un acuerdo entre Estados Unidos, la Unión Soviética, la Unión Europea y Japón, creando la organización del Reactor Termonuclear Experimental Internacional . ^{[ 92 ] [ 93 ]}

El trabajo de diseño comenzó en 1988, y desde entonces el reactor ITER ha sido el principal proyecto de diseño de tokamak a nivel mundial.

Los imanes de campo más potentes permiten obtener una alta ganancia de energía en un tokamak mucho más pequeño; conceptos como FIRE, IGNITOR y el Tokamak de Ignición Compacta (CIT) fueron propuestas iniciales.

La disponibilidad comercial de superconductores de alta temperatura (HTS) en la década de 2010 abrió un camino prometedor para la construcción de los imanes de campo más intenso necesarios para alcanzar niveles de ganancia de energía similares a los de ITER en un dispositivo compacto. Para aprovechar esta nueva tecnología, el Centro de Ciencia de Plasma y Fusión del MIT (PSFC) y la empresa derivada del MIT , Commonwealth Fusion Systems (CFS), construyeron y probaron con éxito la bobina modelo de campo toroidal (TFMC) en 2021 para demostrar el campo magnético de 20 teslas necesario para construir SPARC , un dispositivo diseñado para lograr una ganancia de fusión similar a la de ITER, pero con solo ~1/40 del volumen de plasma de ITER.

La empresa emergente británica Tokamak Energy planea construir un tokamak esférico de energía neta utilizando imanes superconductores de alta temperatura (HTS).

El reactor conjunto UE/Japón JT-60SA logró generar plasma por primera vez el 23 de octubre de 2023, tras un retraso de dos años causado por un cortocircuito. ^{[ 94 ] [ 95 ]}

En un plasma de fusión, los iones con carga positiva y los electrones con carga negativa se encuentran a temperaturas muy elevadas y, por consiguiente, a velocidades muy altas. Para mantener el proceso de fusión, las partículas del plasma caliente deben confinarse en la región central, o de lo contrario 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 de campo. ^{[ 96 ]}

El sistema de confinamiento magnético más simple es un solenoide . Un plasma en un solenoide se desplaza en espiral alrededor de las líneas de campo que recorren 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 formando un círculo, creando un toroide. No obstante, se ha demostrado que esta disposición no es uniforme; por razones puramente geométricas, el campo en el borde exterior del toroide es menor que en el borde interior. Esta asimetría provoca que los electrones e iones se desplacen a través del campo y, finalmente, choquen contra las paredes del toroide. ^{[ 31 ]}

La solución consiste en dar forma a las líneas para que no simplemente rodeen el toroide, sino que se enrosquen como las rayas de un poste de barbero o un bastón de caramelo . En un campo así, cualquier partícula se encontrará en el borde exterior, donde se desplazará en una dirección; luego, al seguir su línea magnética alrededor del toroide, se encontrará en el borde interior, donde se desplazará en la dirección opuesta. Esta cancelación no es perfecta, pero los cálculos demostraron que era suficiente para que el combustible permaneciera en el reactor durante un tiempo útil. ^{[ 96 ]}

Las dos primeras soluciones para lograr un diseño con la torsión requerida fueron el estelarador , que lo conseguía mediante un mecanismo que hacía girar todo el toroide, y el diseño de pinzamiento Z , que hacía circular una corriente eléctrica a través del plasma para crear un segundo campo magnético en el mismo extremo. Ambos demostraron tiempos de confinamiento mejorados en comparación con un toroide simple, pero también mostraron diversos efectos que provocaban la pérdida de plasma de los reactores a ritmos insostenibles.

El tokamak es esencialmente idéntico al concepto de z-pinch en su configuración física. ^{[ 97 ]} Su innovación clave fue la comprensión de que las inestabilidades que causaban que el pinch perdiera su plasma podían controlarse. El problema radicaba en cuán "torsionados" eran los campos; los campos que hacían que las partículas transitaran dentro y 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 relación de torsiones a órbitas se conoció como el factor de seguridad , denotado q . Los dispositivos anteriores operaban con q aproximadamente 1/3 , mientras que el tokamak opera con q ≫ 1. Esto aumenta la estabilidad en órdenes de magnitud.

Al analizar el problema con mayor detalle, 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.

Los primeros tokamaks tenían una temperatura iónica limitada por la fórmula empírica de Artsimovich: ^{[ 98 ]}

${\displaystyle T_{i}=5.9\times 10^{-7}(n_{e}IB_{t}R^{2}A^{-{\frac {3}{2}}})^{\frac {1}{3}}}$

Si bien el tokamak aborda el problema de la estabilidad del plasma en términos generales, los plasmas también están sujetos a diversas inestabilidades dinámicas. Una de ellas, la inestabilidad de torsión , se suprime considerablemente gracias al diseño del tokamak, un efecto secundario de sus elevados factores de seguridad. La ausencia de torsión permitió que el tokamak operara a temperaturas mucho más altas que las máquinas anteriores, lo que propició la aparición de numerosos fenómenos nuevos.

Una de estas órbitas, las órbitas banana , se debe al amplio rango 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 sujetas a campos magnéticos crecientes debido al radio menor que concentra el campo. Las partículas de baja energía en el combustible se reflejan en este campo creciente y comienzan a viajar hacia atrás a través del combustible, colisionando con los núcleos de mayor energía y dispersándolos fuera del plasma. Este proceso causa la pérdida de combustible del reactor, aunque es lo suficientemente lento como para que un reactor práctico aún sea factible. ^{[ 99 ]}

Otra inestabilidad es la inestabilidad de desgarro. En 2024, los investigadores utilizaron aprendizaje por refuerzo contra un modelo dinámico multimodal para medir y predecir dichas inestabilidades basándose en señales de múltiples diagnósticos y actuadores a intervalos de 25 milisegundos. Esta predicción se utilizó para reducir las inestabilidades de desgarro en DIII-D6 , en EE. UU. La función de recompensa equilibró los objetivos contrapuestos de máxima presión de plasma y riesgos de inestabilidad. En particular, el plasma siguió activamente la trayectoria estable mientras mantenía el rendimiento del modo H. ^{[ 100 ] [ 101 ]}

Uno de los primeros objetivos de cualquier dispositivo de fusión controlada es alcanzar el punto de equilibrio , donde la energía liberada por las reacciones de fusión es igual a la energía utilizada para mantener la reacción. La relación entre la energía de salida y la de entrada se denota como Q , y el punto de equilibrio corresponde a un valor de Q igual a 1. Se necesita un valor de Q superior a uno para que el reactor genere energía neta, pero por razones prácticas, es deseable que sea mucho mayor.

Una vez alcanzado 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 liberada por las reacciones de fusión del combustible de fusión más común, una mezcla 50-50 de deuterio y tritio , se presenta en forma de partículas alfa . Estas pueden colisionar con los núcleos del combustible en el plasma y calentarlo, reduciendo la cantidad de calor externo necesario. En cierto punto, conocido como ignición , este auto calentamiento interno es suficiente para mantener la reacción en marcha sin necesidad de calentamiento externo, lo que corresponde a un Q infinito .

En el caso del tokamak, este proceso de auto-calentamiento se maximiza si las partículas alfa permanecen en el combustible el tiempo suficiente para garantizar que colisionen con él. Dado que las partículas alfa tienen carga eléctrica, están sujetas a los mismos campos que confinan el plasma del combustible. El tiempo que permanecen en el combustible se puede maximizar asegurando que su órbita en el campo se mantenga dentro del plasma. Se puede demostrar que esto ocurre cuando la corriente eléctrica en el plasma es de aproximadamente 3  MA. ^{[ 102 ]}

A principios de la década de 1970, los estudios realizados en Princeton sobre el uso de imanes superconductores de alta potencia en futuros diseños de tokamaks analizaron la disposición de los imanes. Observaron que la disposición de las bobinas toroidales principales implicaba una tensión significativamente mayor entre los imanes en la parte interior de la curvatura, donde estaban más cerca entre sí. Teniendo esto en cuenta, observaron 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". ^{[ 103 ]}

Esta no era la primera vez que se consideraba este tipo de disposición, aunque por razones completamente diferentes. El factor de seguridad varía a lo largo del eje de la máquina; por razones puramente geométricas, siempre es menor en el borde interior del plasma más cercano al centro de la máquina, ya que el eje longitudinal es más corto allí. Esto significa que una máquina con un q promedio de 2 aún podría tener un valor 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 modificar los campos magnéticos de manera que el plasma solo llenara la mitad exterior del toroide, con forma de D o C visto de frente, en lugar de la sección transversal circular habitual.

Una de las primeras máquinas en incorporar un plasma en forma de D fue la JET , cuyo trabajo de diseño comenzó en 1973. Esta decisión se tomó por razones tanto 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 sobre todo el reactor. La forma de D también tenía la ventaja de reducir la fuerza neta, así como de hacer que el borde interior soportado fuera más plano, lo que facilitaba su soporte. ^{[ 104 ]} El código que exploraba el diseño general notó que una forma no circular se desplazaría lentamente verticalmente, lo que llevó a la adición de un sistema de retroalimentación activa para mantenerla en el centro. ^{[ 105 ]} Una vez que JET seleccionó este diseño, el equipo Doublet III de General Atomics 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 medida universal desde entonces.

Un problema común a todos los reactores de fusión es que la presencia de elementos más pesados ​​provoca una mayor pérdida de energía, enfriando el plasma. Durante las primeras etapas del desarrollo de la energía de fusión, se encontró una solución a este problema: el divertor , esencialmente un gran espectrómetro de masas que expulsaba los elementos más pesados ​​del reactor. Inicialmente, este componente formaba parte de los diseños de estelaradores , donde resultaba fácil integrarlo en los devanados magnéticos. Sin embargo, diseñar un divertor para un tokamak resultó ser un problema de diseño muy complejo.

Otro problema común en todos los diseños de fusión es la carga térmica que el plasma ejerce sobre la pared del recipiente de confinamiento. Existen materiales capaces de soportar esta carga, pero generalmente se trata de metales pesados , costosos y poco deseables . Cuando estos materiales se pulverizan al colisionar con iones calientes, sus átomos se mezclan con el combustible y lo enfrían rápidamente. Una solución empleada en la mayoría de los diseños de tokamak es el limitador , un pequeño anillo de metal ligero que se proyecta hacia el interior de la cámara, de modo que el plasma lo impacta antes de llegar a las paredes. Esto erosiona el limitador y provoca que sus átomos se mezclen con el combustible, pero estos materiales más ligeros causan menos perturbación que los materiales de las paredes.

Cuando los reactores pasaron a utilizar plasmas en forma de D, se observó rápidamente que el flujo de partículas que escapaban del plasma también podía controlarse. Con el tiempo, esto dio lugar a la idea de utilizar los campos para crear un divertor interno que expulsara los elementos más pesados ​​del combustible, generalmente hacia la parte inferior del reactor. Allí, una piscina de litio metálico líquido actúa como una especie de limitador; las partículas chocan contra ella y se enfrían rápidamente, quedando atrapadas en el litio. Esta piscina interna es mucho más fácil de enfriar debido a su ubicación, y aunque algunos átomos de litio se liberan al plasma, su masa muy baja hace que represente un problema mucho menor que incluso los metales más ligeros utilizados anteriormente.

A medida que las máquinas comenzaron a explorar este plasma de nueva configuración , observaron que ciertas configuraciones de los campos y los parámetros del plasma entraban a veces en lo que ahora se conoce como modo de alto confinamiento , o modo H, que funcionaba de forma estable a temperaturas y presiones más elevadas. Operar en el modo H, que también se observa en los estelaradores, es ahora un objetivo principal del diseño de los tokamaks.

Finalmente, se observó que cuando el plasma presentaba una densidad no uniforme, se generaban corrientes eléctricas internas. Esto se conoce como corriente de arranque . Este fenómeno permite que un reactor diseñado adecuadamente genere parte de la corriente interna necesaria para modificar la dirección del campo magnético sin necesidad de una fuente externa. Esto ofrece varias ventajas, y los diseños modernos buscan generar la mayor parte posible de su corriente total mediante el proceso de arranque.

A principios de la década de 1990, la combinación de estas características y otras dio origen al concepto de "tokamak avanzado". Este concepto constituye la base de la investigación moderna, incluido el ITER.

Los tokamaks están sujetos a eventos conocidos como "disrupciones" que provocan la pérdida del confinamiento en milisegundos . Los dos mecanismos principales son el "evento de desplazamiento vertical" (VDE), en el que todo el plasma se mueve verticalmente hasta tocar la sección superior o inferior de la cámara de vacío. Por el contrario, en la "disrupción mayor", las inestabilidades magnetohidrodinámicas de longitud de onda larga y no axisimétricas hacen que el plasma se vea forzado a adoptar formas no simétricas, a menudo comprimido en la parte superior e inferior de la cámara. ^{[ 106 ]}

Cuando el plasma toca las paredes del recipiente, experimenta un enfriamiento rápido, o "extinción térmica". En el caso de una disrupción importante, esto normalmente va acompañado de un breve aumento en la corriente del plasma a medida que este se concentra. La extinción finalmente rompe el confinamiento del plasma. En el caso de una disrupción importante, la corriente vuelve a caer, la "extinción de corriente". El aumento inicial de la corriente no se observa en la VDE, y la extinción térmica y de corriente ocurren al mismo tiempo. ^{[ 106 ]} En ambos casos, la carga térmica y eléctrica del plasma se deposita rápidamente en el recipiente del reactor, que debe ser capaz de soportar estas cargas. ITER está diseñado para soportar 2600 de estos eventos a lo largo de su vida útil. ^{[ 107 ]}

Para dispositivos de alta energía como ITER, que alcanza corrientes de plasma del orden de 15 megaamperios , es posible que el breve aumento de corriente durante una interrupción importante supere 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 a velocidades relativistas, creando los llamados "electrones fugados" en la avalancha de electrones fugados relativistas . Estos conservan su energía incluso durante la extinción de la corriente. ^{[ 107 ]}

Cuando se rompe el confinamiento, estos electrones desbocados impactan contra el lateral del reactor. Pueden alcanzar los 12 megaamperios de corriente depositados en una pequeña área, muy por encima de las capacidades de cualquier solución mecánica. ^{[ 106 ]} En un caso famoso, el Tokamak de Fontenay aux Roses sufrió una importante interrupción en la que los electrones desbocados perforaron la cámara de vacío. ^{[ 107 ]}

Las perturbaciones importantes en los tokamaks ocurren con frecuencia, del orden de un pequeño porcentaje de disparos. El daño suele ser considerable, pero rara vez dramático. En ITER se prevé que las perturbaciones importantes dañarían la cámara sin posibilidad de restaurar el dispositivo. ^{[ 108 ] [ 109 ] [ 110 ]} El desarrollo de sistemas para contrarrestar los efectos de los electrones fugados se considera una tecnología imprescindible para ITER. ^{[ 107 ]}

Una gran amplitud de la densidad de corriente central también puede producir perturbaciones internas , o dientes de sierra, que generalmente no terminan la descarga. ^{[ 111 ]}

Las densidades superiores al límite de Greenwald, un límite que depende de la corriente del plasma y del radio menor, suelen provocar disrupciones. ^{[ 112 ] [ 113 ]} Si bien se ha superado hasta en factores de 10, ^{[ 114 ]} sigue siendo un concepto importante que describe la fenomenología de la transición del flujo de plasma, que aún necesita ser comprendida. ^{[ 115 ] [ 116 ]}

Dado que el plasma es un conductor eléctrico, es posible calentarlo 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 producido por la corriente inducida se denomina calentamiento óhmico (o resistivo); es el mismo tipo de calentamiento que se produce en una bombilla o en un calefactor eléctrico. El calor generado depende de la resistencia del plasma y de la cantidad de corriente eléctrica que lo atraviesa. Sin embargo, a medida que aumenta la temperatura del plasma calentado, la resistencia disminuye y el calentamiento óhmico se vuelve menos efectivo. Al parecer, la temperatura máxima del plasma que se puede alcanzar mediante calentamiento óhmico en un tokamak es de 20 a 30 millones de grados Celsius. Para obtener temperaturas aún más elevadas, es necesario utilizar métodos de calentamiento adicionales.

La corriente se induce aumentando continuamente la corriente a través de un devanado electromagnético conectado al toroide de plasma: el plasma puede considerarse como el devanado secundario de un transformador. Este es inherentemente un proceso pulsado debido a que existe un límite para la corriente que circula por el primario (además de otras limitaciones para pulsos largos). Por lo tanto, los tokamaks deben operar durante períodos cortos o recurrir a otros métodos de calentamiento y generación de corriente.

Un gas puede calentarse mediante una compresión repentina. Del mismo modo, la temperatura de un plasma aumenta si se comprime rápidamente incrementando el campo magnético de confinamiento. En un tokamak, esta compresión se logra simplemente desplazando el plasma hacia una región de mayor campo magnético (es decir, radialmente hacia adentro). Dado que la compresión del plasma acerca los iones, este proceso tiene la ventaja adicional de facilitar la consecución de la densidad necesaria para un reactor de fusión.

La compresión magnética fue un área de investigación durante el auge inicial de los tokamaks, y constituyó el objetivo de uno de los diseños más importantes: el ATC. Desde entonces, este concepto no se ha utilizado ampliamente, aunque un concepto similar forma parte del diseño de General Fusion .

La inyección de haces neutros consiste en 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 mediante un conjunto de rejillas de alto voltaje. El término "fuente de iones" se utiliza generalmente para referirse al conjunto compuesto por filamentos emisores de electrones, una cámara de arco y rejillas de extracción. Un segundo dispositivo, de concepto similar, se utiliza para acelerar electrones a la misma energía. La menor masa de los electrones hace que este dispositivo sea mucho más pequeño que su contraparte iónica. 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, interactúa con los iones del plasma principal. Esto tiene dos efectos. Primero, los átomos inyectados se reionizan y se cargan, quedando atrapados dentro del reactor y aumentando la masa del combustible. Segundo, la ionización se produce por impactos con el resto del combustible, y estos impactos depositan energía en él, calentándolo.

Esta forma de calentamiento no tiene limitación inherente de energía (temperatura), a diferencia del método óhmico, pero su velocidad está limitada por la corriente en los inyectores. Los voltajes de extracción de la fuente de iones suelen ser 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 Pruebas de Haces Neutros de ITER en Padua será la primera instalación de ITER en entrar en funcionamiento. ^{[ 117 ]}

Si bien la inyección de haces neutros se utiliza principalmente para el calentamiento del plasma, también puede emplearse como herramienta de diagnóstico y en el control por retroalimentación mediante la generación de un haz pulsado compuesto por una serie de breves pulsos de 2 a 10 ms. El deuterio es el combustible principal para los sistemas de calentamiento por haces neutros, y en ocasiones se utilizan hidrógeno y helio para experimentos específicos.

Las ondas electromagnéticas de alta frecuencia se generan mediante osciladores (a menudo girotrones o klistrones ) situados fuera del toroide. Si las ondas tienen la frecuencia (o longitud de onda) y la polarización adecuadas, su energía se puede transferir a las partículas cargadas del plasma, las cuales, a su vez, colisionan con otras partículas del plasma, aumentando así la temperatura del plasma en su conjunto. Existen diversas técnicas, como el calentamiento por resonancia ciclotrónica de electrones (ECRH) y el calentamiento por resonancia ciclotrónica de iones . Esta energía se suele transferir mediante microondas.

(en orden cronológico de inicio de operaciones)

• Década de 1960: TM1-MH (desde 1977 como Castor; desde 2007 como Golem ^{[ 118 ]} ) en Praga , República Checa . En funcionamiento en el Instituto Kurchatov desde principios de la década de 1960, pero renombrado como Castor en 1977 y trasladado a IPP CAS, ^{[ 119 ]} Praga. En 2007 se trasladó a FNSPE , Universidad Técnica Checa en Praga y renombrado como Golem. ^{[ 120 ]}
• 1975: T-10 , en el Instituto Kurchatov , Moscú , Rusia (anteriormente Unión Soviética ); 2 MW
• 1986: DIII-D , ^{[ 121 ]} en San Diego , Estados Unidos; operado por General Atomics desde finales de la década de 1980.
• 1987: STOR-M , Universidad de Saskatchewan , Canadá; su predecesor, STOR1-M, construido en 1983, se utilizó para la primera demostración de corriente alterna en un tokamak. ^{[ 122 ]}
• 1988: Tore Supra , ^{[ 123 ]} pero renombrado como WEST en 2016, en el CEA , Cadarache , Francia.
• 1989: Aditya , en el Instituto de Investigación de Plasma (IPR) en Gujarat , India.
• 1989: COMPASS , ^{[ 119 ]} en Praga , República Checa ; en funcionamiento desde 2008, anteriormente operó de 1989 a 1999 en Culham, Reino Unido.
• 1990: FTU , ^{[ 124 ]} en Frascati , Italia
• 1991: ISTTOK , ^{[ 125 ]} en el Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear , Lisboa , Portugal

• 1991: Actualización de ASDEX , en Garching , Alemania.
• 1992: H-1NF (Instalación Nacional de Investigación de Fusión de Plasma H-1) ^{[ 126 ]} basada en el dispositivo H-1 Heliac construido por el grupo de física de plasma de la Universidad Nacional de Australia y en funcionamiento desde 1992.
• 1992: Tokamak de configuración variable (TCV), en el Centro Suizo de Plasma, EPFL , Suiza.
• 1993: HBT-EP Tokamak, en la Universidad de Columbia en la ciudad de Nueva York ^{[ 127 ]}
• 1994: TCABR , en la Universidad de São Paulo , São Paulo , Brasil; este tokamak fue transferido desde CRPP (ahora Centro Suizo de Plasma) en Suiza.
• 1996: Experimento toroidal Pegasus ^{[ 128 ]} en la Universidad de Wisconsin-Madison ; en funcionamiento desde finales de la década de 1990.
• 1999: NSTX en Princeton, Nueva Jersey
• 1999: Globus-M en el Instituto Ioffe , San Petersburgo , Rusia
• 2000: ETE en el Instituto Nacional de Investigaciones Espaciales , São Paulo , Brasil
• 2002: HL-2A , en Chengdú , China
• 2006: EAST (HT-7U), en Hefei , en los Institutos de Ciencias Físicas de Hefei , China ( miembro de ITER ).
• 2007: QUEST , en Fukuoka , JAPÓN https://www.triam.kyushu-u.ac.jp/QUEST_HP/suben/history.html
• 2008: KSTAR , en Daejeon , Corea del Sur ( miembro de ITER )
• 2012: Medusa CR, in Cartago, at the Costa Rica Institute of Technology, Costa Rica
• 2012: SST-1, in Gandhinagar, at the Institute for Plasma Research, India (ITER member)
• 2012: IR-T1, Islamic Azad University, Science and Research Branch, Tehran, Iran^[129]
• 2015: ST25-HTS at Tokamak Energy Ltd in Culham, United Kingdom
• 2017: KTM – this is an experimental thermonuclear facility for research and testing of materials under energy load conditions close to ITER and future energy fusion reactors, Kazakhstan.
• 2018: ST40 at Tokamak Energy Ltd in Oxford, United Kingdom
• 2020: HL-2MChina National Nuclear Corporation and the Southwestern Institute of Physics, China
• 2020: MAST Upgrade, in Culham, Oxfordshire, United Kingdom; the world's largest spherical tokamak.
• 2023: JT-60SA, in Naka, Japan (ITER member); upgraded from the JT-60.
• 2024: HH70, China; The reactor is the first tokamak to feature ReBCOhigh-temperature superconductors.

• 1960s: T-3 and T-4, in Kurchatov Institute, Moscow, Russia (formerly Soviet Union); T-4 in operation in 1968.
• 1963: LT-1, Australia National University's plasma physics group built a device to explore toroidal configurations, independently discovering the tokamak layout
• 1970: Stellarator C reopens as the Symmetric Tokamak in May at PPPL
• 1971–1980: Texas Turbulent Tokamak, University of Texas at Austin, US
• 1972: The Adiabatic Toroidal Compressor (ATC) begins operation at PPPL
• 1973–1976: Tokamak de Fontenay aux Roses (TFR), near Paris, France
• 1973–1979: Alcator A, MIT, US
• 1975: Princeton Large Torus begins operation at PPPL
• 1978–1987: Alcator C, MIT, US
• 1978–2013: TEXTOR, in Jülich, Germany
• 1979-1982 PDX operated at PPPL
• 1979–1998: MT-1 Tokamak, Budapest, Hungary (Built at the Kurchatov Institute, Russia, transported to Hungary in 1979, rebuilt as MT-1M in 1991)
• 1980–1990: Tokoloshe Tokamak, Atomic Energy Board, South Africa^[130]
• 1980–2004: TEXT/TEXT-U, University of Texas at Austin, US
• 1982–1997: TFTR, Princeton University, US
• 1983–2023: Joint European Torus (JET), in Culham, United Kingdom^[131]
• 1983–2000: Novillo Tokamak,^[132] at the Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, in Mexico City, Mexico
• 1984–1992: HL-1 Tokamak, in Chengdu, China
• 1985–2010: JT-60, in Naka, Ibaraki Prefecture, Japan; (Being upgraded 2015–2018 to Super, Advanced model)
• 1987–1999: Tokamak de Varennes; Varennes, Canada; operated by Hydro-Québec and used by researchers from Institut de recherche en électricité du Québec (IREQ) and the Institut national de la recherche scientifique (INRS)
• 1988–2005: T-15, in Kurchatov Institute, Moscow, Russia (formerly Soviet Union); 10 MW
• 1991–1998: START, in Culham, United Kingdom
• 1990s–2001: COMPASS, in Culham, United Kingdom
• 1994–2001: HL-1M Tokamak, in Chengdu, China
• 1999–2006: UCLA Electric Tokamak, in Los Angeles, US
• 1999–2014: MAST, in Culham, United Kingdom
• 1992–2016: Alcator C-Mod,^[133]MIT, Cambridge, US
• 1995–2013: HT-7, at the Institute of Plasma Physics, Hefei, China^[134]

• ITER, international project in Cadarache, France; 500 MW; construction began in 2010, first plasma expected in 2034. Expected fully operational by 2039.
• DEMO; 2000 MW, continuous operation, connected to power grid. Planned successor to ITER; construction to begin in 2040 according to EUROfusion 2018 timetable.
• CFETR, also known as "China Fusion Engineering Test Reactor"; 200 MW; Next generation Chinese fusion reactor, is a new tokamak device.^{[135][136][137][138]}
• K-DEMO in South Korea; 2200–3000 MW, a net electric generation on the order of 500 MW is planned; construction is targeted by 2037.^[139]
• Spherical Tokamak for Energy Production (STEP), a UK project planning to produce a burning plasma by 2035.
• SPARC a development of Commonwealth Fusion Systems (CFS) in collaboration with the Massachusetts Institute of Technology (MIT) Plasma Science and Fusion Center (PSFC) in Devens, Massachusetts.^[140][141] Expected to achieve energy gain in 2026 with a fraction of ITERs size by utilizing high magnetic fields.

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