Napjainkban a fúziós kutatások irányát egy, a magfúzión alapuló energiatermelés létjogosultságát bizonyító kísérleti berendezés megépítése határozza meg, ez lesz az ITER nevű kísérleti reaktor, mely széles körű nemzetközi együttműködésben épül Cadarache-ban (Franciaország), és a tervek szerint 2025 decemberében kezdi majd meg a 20 éves működését. Természetesen hosszú volt az út az első fúziós kísérletektől, azaz az 1950-es évektől napjainkig, amikor a fúziós energiatermelés már elérhető közelségűnek tűnik: az első tokamak, a TMP (Kurchatov Intézet, Moszkva) 1954-es megépítése óta legalább 200 tokamak típusú berendezés épült világszerte, és ezek nagy része jelentős eredményekkel mozdította előre a fúziós kutatásokat. Ezen az oldalon áttekintjük a ma üzemelő fontosabb kísérleti berendezéseket és az ott elért eredményeket.

A világ eddig szinte összes tokamak berendezéséről egy nagyszerű gyűjteményt állított össze Nick Balshaw.

JET

A JET (Joint European Torus) tokamak a jelenleg üzemelő legnagyobb mágneses összetartású kísérleti berendezés, Culhamben található az Egyesült Királyságban. 1983-ban kezdte meg működését limiteres konfigurációban, 1992-ben átalakították divertoros konfigurációjúra, jelenleg is így üzemel, D keresztmetszetű plazmával. Az egyetlen deutérium-trícium üzem kompatibilis berendezés a világon, itt érték el a jelenlegi 16.1MW fúziós teljesítmény világcsúcsot 1997-ben. 2009-2011 között jelentős átalakításokon esett keresztül, a teljes belső falát kicserélték robotokkal az úgy nevezett ITER Like Wall (ITER típusú fal) konfigurációra, amely nagy sikert aratott, és a jelenlegi tervek szerint az ITER berendezés fala is hasonló lesz. Jelenleg tulajdonképpen az ITER teszt terepeként szolgál, tekintve, hogy geometriája, fal anyagösszetétele, plazma üzemállapota nagyfokú hasonlóságokat mutat azzal, mint amit az ITERnél terveznek. 2017 és 2019 között nagy karbantartáson esett át, hogy felkészítsék a 2020-as kampányra, melyben ismét deutérium-trícium üzem, azaz jelentős fúziós teljesítményt produkáló plazmák is szerepelnek majd. Mivel az Egyesült Királyság elhagyta az EU-t, ezért a JET berendezés sorsa 2020 után erősen kétséges, viszont olyan tervek is vannak, hogy egészen 2024-ig, vagy akár az ITER indulásáig is üzemelhet. A JET gyors lítium atomnyaláb emissziós spektroszkópiáját az Energiatudományi Kutatóközpont fejleszti és üzemelteti.

Wikipedia: http://en.wikipedia.org/wiki/Joint_European_Torus

EUROfusion weboldal: https://www.euro-fusion.org/jet/

Videó egy JET plazma kisülésről: http://www.youtube.com/watch?v=Z3IKaGR9EVs

ASDEX upgrade

Az ASDEX (Axially Symmetric Divertor EXperiment) upgrade tokamak Gärchingban található, Németországban, 1991-ben épült, D alakú plazmájú, divertoros konfigurációjú berendezés. A belső fala teljes egészében wolfram bevonatú szénszál kompozit, mely jelentős teljesítménysűrűség viselésére képes. Ez szükséges is, mivel a berendezésbe épített fűtési teljesítmény 28MW, mellyel olyan plazmából kilépő energia áramsűrűség érhető el, mint milyet az ITERnél várnak. A kutatások fő irányvonala jelenleg az ITER releváns, esetleg ELM mentes üzemmódok, ELM-ek kontrollálása, üzemanyag utánpótlás fejlesztése illetve anyagtudomány fele mutat.

Mindenképp megemlítendő itt elődje, az 1980-ban épült cirkuláris-divertoros ASDEX tokamak, melyben először figyelték meg a H-mode (High Confinement Mode – nagy összetartású mód) üzemállapotot, illetve az arra jellemző ELM-eket (Edge Localized Mode – plazmaszéli módus). Azért fontos ezt itt megemlíteni, mivel az ITER tokamak tervezett alap üzemállapota is ez az úgynevezett H-mode lesz.  A régi ASDEX tokamak fő elemei ma HL-2A néven Kínában üzemelnek.

IPP Gärching weboldal: http://www.ipp.mpg.de/17301/garching

Videó egy ASDEX upgrade tokamak plazma kisülésről: http://www.youtube.com/watch?v=QCK51vqWunU

Wendelstein 7-X

Léteznek a tokamaktól eltérő mágneses összetartású fúziós berendezés koncepciók is. A legígéretesebb ilyen koncepció a sztellarátor. A különbség a két berendezéstípus között, hogy míg a tokamakban a plazmát összetartó mágneses térhez szignifikáns mértékben hozzájárul a plazmában folyó áram, addig a sztellarátor esetében a mágneses teret teljes egészében külső tekercsekkel hozzuk létre. Ebből következik, hogy a sztellarátor nagyon előnyös lehet, mert nem kell plazmaáramot hajtani és nincsenek áram okozta instabilitások, viszont cserébe nagyon pontosan kell megtervezni és megépíteni a mágneses tekercsrendszert.

A sztellarátor koncepció egyik főpróbája a németországi Greifswaldban, 2015 decemberében indult Wendelstein 7-X sztellarátor. Ez a világon az első teljesen optimalizált moduláris sztellarátor, és az eddigi eredmények nagyon ígéretesek. A berendezés 2004 és 2015 között épült, és 2015-2019 között számos sikeres kísérleti kampányt is lefolytattak. 2018-ban 100 másodperc hosszú plazmakisüléseket, valamint nagy sűrűségű és hőmérsékletű plazmákat demonstráltak. Jelenleg (2020) az aktívan hűtött divertorok beépítése folyik, mely segítségével hosszú, nagyteljesítményű plazmákat lehet majd létrehozni. A Wendelstein 7-X sikere megalapozhatja egy ilyen koncepciójú energiatermelő reaktor létrejöttét is.

A berendezésen egy lítium atomnyaláb diagnosztikát illetve egy gyors kamera rendszert is az Energiatudományi Kutatóközpont fejlesztett és üzemeltet.

A Wendelstein 7-X sztellarátorral kapcsolatos aktuális híreket a Wendelstein 7-X weboldalán lehet olvasni http://www.ipp.mpg.de/w7x

Timelapse videó a berendezés összeszereléséről: https://www.youtube.com/watch?v=MJpSrqitSMQ

 
A Wendestein 7-X sztellarátor mágneses tekercseinek és vákuumkamrájának 3D modellje. Jól látható a tekert mágneses teret előállító szupravezető tekercsek bonyolult rendszere.

A Wendestein 7-X sztellarátor első plazmájáról készült felvétel 2015 decemberében. A képeket az MTA Wigner FK által fejlesztett kamerarendszer készítette.

MAST

A MAST-U (Mega Ampere Spherical Tokamak Upgrade) Culhamban található az Egyesült Királyságban, és 2020-ban kezd üzemelni. Elődje a MAST, 1999 és 2013 között üzemelt, a MAST-U ennek lesz a továbbfejlesztett verziója. A MAST az USA-ban található NSTX tokamak mellett a két fő szférikus tokamak (ST) kísérlet egyike volt, melyek célja a mágneses összetartású plazmák fizikájának jobb megértése, illetve egy jövőbeli ST energiatermelő reaktor lehetőségeinek feltérképezése. Az ST, ahogy azt a neve is mutatja, szintén tokamak elven működik, viszont ahogy az a képen is látható, könnyen megkülönböztethető a hagyományos tokamakoktól a plazma nagy tengelyaránya (aspect ratio) miatt. A plazma közel gömb alakú (spherical), a hagyományos tórusz alakú plazmával üzemelő berendezésekhez képest jóval keskenyebb a központi szolenoid, mégis jóval nagyobb plazma nyomás érhető el benne adott mágneses térerősség mellett. A MAST tokamak további előnye volt a kutatások szempontjából a rendkívül jó plazmadiagnosztika ellátottsága.

A MAST-U célja az alternatív divertor konfigurációk tesztelése, jelenleg az úgynevezett Super-X divertor került beépítésre, de a geometria más típusok beépítését is lehetővé teszi. A Super-X azt hivatott demonstrálni, hogy ilyen geometriával jelentősen csökkenthető a divertort (a legjobban kitett alkatrészt) elérő teljesítménysűrűség, így megnövelhető annak életideje.

Itt meg kell jegyezni, hogy komoly erőforrásokat fordítanak az Egyesült Királyságban egy energiatermelő szférikus tokamak, az úgynevezett STEP koncepciójának kidolgozására, ami a tervek szerint 2040-től üzemel majd. A berendezésen a fűtőnyaláb emissziós diagnosztikát az Energiatudományi Kutatóközpont fejlesztette és üzemelteti majd.

CCFE weboldal: http://www.ccfe.ac.uk/MAST.aspx

Videó egy MAST tokamak plazma kisülésről: http://www.youtube.com/watch?v=m7nSmoYoPMc

KSTAR

A KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) tokamak Daejon-ban, Dél-Koreában található, 2008 óta üzemel, divertoros, plazmája D keresztmetszetű. Ahogy azt a neve is sugallja, a berendezés mágneses terét teljes egészében szupravezető tekercsek indukálják, így az ITER berendezés szempontjából is releváns, hiszen az is szupravezető tokamak lesz. 5 perces, 2MA áramú kisüléseket, illetve a jelenlegi 14MW fűtési teljesítményt kiegészítve összesen közel 40MW külső plazma fűtést terveznek. A berendezésen egy lítium atomnyaláb diagnosztikát illetve egy fűtőnyaláb diagnosztikát is az Energiatudományi Kutatóközpont fejlesztett és üzemeltet.

NFRI weboldal: https://www.nfri.re.kr/eng/pageView/74

technológiai KSTAR videó: http://www.youtube.com/watch?v=Yju-Xf33Zv8

EAST

The EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) tokamak Hefeiben található, Kínában, és 2006 óta üzemel. ’D’ keresztmetszetű plazmája szimpla és dupla divertoros konfigurációban is üzemeltethető, valamint ahogy a neve is sugallja, a KSTAR-hoz hasonlóan ez a berendezés is a szupravezető tekercses tokamakok úttörőjének számít. 1000 másodperces, nem induktív áramhajtásos plazmákat terveznek szupravezető állapotban, így tesztelve az ITER tokamaknál várhatóan fellépő technológiai és plazmafizikai jelenségeket. A berendezésen egy lítium atomnyaláb diagnosztikát illetve egy fűtőnyaláb diagnosztikát is az Energiatudományi Kutatóközpont fejlesztett és üzemeltet.

CAS weboldal: http://english.hf.cas.cn/ic/ip/east/

cirkuláris EAST plazma videó: http://www.youtube.com/watch?v=hjwC4aW7Rwc

DIII-D

A DIII-D tokamak San Diegoban, az Egyesült Államokban található és 1986 óta üzemel, azóta is az USA legnagyobb mágneses összetartású berendezése. Ez a tokamak tartja jelenleg is a plazma béta (plazma nyomás és a mágneses nyomás aránya) rekordot (12.5%) a hagyományos tokamakok között.  Fala szénből van, plazmája ’D’ alakú, dupla és szimpla divertoros módban is üzemeltethető. A beépített, több féle, összesen 31MW fűtő teljesítménynek, alternatív áramhajtási lehetőségeknek, számos plazma konfigurációnak és összetett kontrol rendszernek köszönhetően meglehetősen flexibilis berendezés. A kutatások az ITER számára releváns, alternatív áramhajtási módok és magas bétájú plazma konfigurációk irányában folynak.

DIII-D tokamak belülről: http://www.youtube.com/watch?v=tdQmPUI23mA

General Atomics weboldal: https://fusion.gat.com/global/DIII-D

JT-60SA

A JT-60SA tokamak Japánban, Naka városában található, és 2020-ban kezdi meg az üzemét közös Japán-EU kísérletként. A JT-60SA projekt célja, hogy hozzájáruljon a fúziós energiatermelés mihamarabbi megvalósulásához az ITER minél jobb kihasználását támogató fizikai kutatásokkal, illetve a DEMO megvalósítása során felmerülő kulcsfontosságú fizikai és technológiai problémák megoldásával.

Elődje a JT-60U 1991 és 2010 között üzemelt, tipikus ’D’ alakú plazmás, divertoros tokamak volt. Jelenleg is tartja a fúziós hármas szorzat (elektron sűrűség, hőmérséklet, energia összetartási idő) rekordot, amely, ha nem deutérium, hanem deutérium-trícium plazmával értek volna el, úgy a fúziós teljesítmény meghaladta volna a veszteségi teljesítményt (Q=1.25).

A JT-60SA képes lesz Q>1 ekvivalens deutérium plazmát több mint 100 másodpercig fenntartani a szupravezető tekercseinek segítségével, valamint teljesen nem induktív áram hajtásra is képes lesz. Eleinte szén, később volfrám borítású szén-kompozit első fallal és divertorral rendelkezik majd. Fontos megjegyezni, hogy a berendezés egyik alap kamera diagnosztikáját az Energiatudományi Kutatóközpont szállította.

JT-60 plazma kisülés: http://www.youtube.com/watch?v=D1UjNSOtrPo

JT-60SA weboldal: http://www.jt60sa.org/b/index_faq.htm

TCV

A TCV (Tokamak à configuration variable) tokamak Lausanne-ban, Svájcban található, és 1992 óta üzemel. Ahogy a neve is mutatja (változtatható konfigurációjú tokamak), a berendezés úgy van kialakítva, hogy benne számos különböző plazmakonfiguráció állítható elő, geometriája is ezt a célt szolgálja: a tórusz poloidális metszete körülbelül háromszor magasabb, mint amilyen széles. Először 2006-ban sikerült kizárólag önhajtott (bootstrap) áramhajtással üzemeltetni, és ez a berendezés tartja a nem induktív áramhajtás világrekordját (210kA) is, amit elektron ciklotron áramhajtással sikerült elérni. Másik rekorddal is büszkélkedhet a berendezés, mivel itt állították elő a legelnyújtottabb plazmát konvencionális tokamakban (2.8), valamit csak ez a berendezés képes negatívan háromszöges (a tórusz közepe felé csúcsosodó) plazma előállítására.

EPFL weboldal: https://crppwww.epfl.ch/crpp_tcv.html

A falról leváló por egy plazmakisülés után: http://www.youtube.com/watch?v=Q87QNDeqGHQ

WEST

A WEST a korábbi Tore Supra nevű berendezés továbbfejlesztett változata, ezért a régi berendezés is mindeképp szót érdemel.

A Tore Supra tokamak Franciaország déli részén található Cadarache-ban, nagyméretű, kör keresztmetszetű plazmájú berendezés, 1988 és 2010 között üzemelt. A nevében a ’supra’ szó a szupravezető toroidális tér tekercsekre vonatkozik, jelenleg ez az egyetlen európai szupravezető tokamak. A berendezés célja, hogy hosszú plazma kisüléseket tartsanak fenn benne, ezért van szükség a szupravezető tekercsekre, valamint a szintén egyedülálló aktívan hűtött belső falra. Jelenleg is tartja a leghosszabb plazmakisülés világrekordját: hat és fél perces plazmát csináltak benne 2003-ban.

2013 és 2016 között széleskörű átalakításon esett át a berendezés, mely keretei között új poloidális tekercseket, illetve teljes fém falat kapott. Az új berendezés neve WEST lett a „Tungsten (W vegyjel) Environment in Steady-state Tokamak” (állandó üzemű tokamak wolfram környezetben) szóösszetételből. 2016 decemberében sikeres plazmát csináltak a berendezésben.

CEA weboldal: http://west.cea.fr/en/index.php

Tore Supra plazma video: http://www.youtube.com/watch?v=g8BZyiggEAE

COMPASS

A COMPASS tokamak Prágában, Csehországban található, és 2009-ben kezdte meg a működését. A berendezés korábban Culhamban üzemelt COMPASS-D néven, de 2002-ben leállították, és elszállították Prágába, hogy átadhassa helyét a MAST-nak. Az új helyen számos fejlesztést hajtottak rajta végre, jelenleg is folyamatosan bővül az elérhető diagnosztikák sora, és 2012 novemberében sikerült H-mode-ot is elérni, ami minden berendezés életében mérföldkőnek számít. Geometriája miatt – a kis mérete ellenére – a berendezés ITER releváns, ezért az itt folyó kutatások főleg a plazmatranszport, plazma–fal kölcsönhatás, diagnosztika fejlesztés irányokban folyik. 2020-ban leállítják, és helyére épül majd a COMPASS Upgrade.

Az Energiatudományi Kutatóközpont fejlesztette a lítium atomnyaláb diagnosztikát illetve az atomnyaláb szondát a berendezésen.

IPP CAS weboldal: http://www.ipp.cas.cz/vedecka_struktura_ufp/tokamak/tokamak_compass/

Nagy látószögű gyorskamera videó (nagyon jó! :)): https://www.youtube.com/watch?v=IhHsOwLdCu4