Tokamak

Die Reaktionskammer des DIII-D, eines experimentellen Tokamak-Fusionsreaktors, der von General Atomics in San Diego betrieben wird und seit seiner Fertigstellung in den späten 1980er Jahren zu Forschungszwecken eingesetzt wird. Die charakteristische torusförmige Kammer ist mit Graphit ausgekleidet, um der extremen Hitze zu widerstehen. ⓘ

Ein Tokamak (/ˈtoʊkəmæk/; russisch: токамáк) ist eine Anlage, die ein starkes Magnetfeld nutzt, um Plasma in der Form eines Torus einzuschließen. Der Tokamak ist eine von mehreren Arten von Geräten mit magnetischem Einschluss, die zur Erzeugung kontrollierter thermonuklearer Fusionsenergie entwickelt werden. Im Jahr 2016 war er der führende Kandidat für einen praktischen Fusionsreaktor. ⓘ

Tokamaks wurden ursprünglich in den 1950er Jahren von den sowjetischen Physikern Igor Tamm und Andrej Sacharow konzipiert, inspiriert durch einen Brief von Oleg Lawrentjew. Der erste funktionierende Tokamak geht auf die Arbeit von Natan Jawlinski am T-1 im Jahr 1958 zurück. Es war nachgewiesen worden, dass für ein stabiles Plasmagleichgewicht Magnetfeldlinien erforderlich sind, die sich spiralförmig um den Torus winden. Geräte wie der Z-Pinch und der Stellarator hatten dies versucht, wiesen aber gravierende Instabilitäten auf. Es war die Entwicklung des Konzepts, das heute als Sicherheitsfaktor bekannt ist (in der mathematischen Notation mit q bezeichnet), das die Entwicklung von Tokamaks leitete; durch die Anordnung des Reaktors, so dass dieser kritische Faktor q immer größer als 1 war, unterdrückten die Tokamaks die Instabilitäten, die frühere Konstruktionen plagten, stark. ⓘ

Mitte der 1960er Jahre begannen die Tokamak-Konstruktionen, eine stark verbesserte Leistung zu zeigen. Die ersten Ergebnisse wurden 1965 veröffentlicht, aber ignoriert; Lyman Spitzer verwarf sie kurzerhand, nachdem er auf mögliche Probleme in ihrem System zur Temperaturmessung hingewiesen hatte. Eine zweite Reihe von Ergebnissen wurde 1968 veröffentlicht, wobei diesmal behauptet wurde, dass die Leistung weit über der aller anderen Maschinen lag. Als auch diese Ergebnisse mit Skepsis aufgenommen wurden, luden die Sowjets eine Delegation aus dem Vereinigten Königreich ein, um ihre eigenen Messungen durchzuführen. Diese bestätigten die sowjetischen Ergebnisse, und ihre Veröffentlichung 1969 führte zu einem Ansturm auf den Bau von Tokamaks. ⓘ

Mitte der 1970er Jahre waren weltweit Dutzende von Tokamaks in Betrieb. Ende der 1970er Jahre hatten diese Anlagen alle für die praktische Fusion erforderlichen Bedingungen erreicht, wenn auch nicht zur gleichen Zeit und nicht in einem einzigen Reaktor. Da das Ziel der Rentabilitätsschwelle (ein Fusionsenergie-Gewinnfaktor von 1) nun in Sicht war, wurde eine neue Reihe von Anlagen entwickelt, die mit einem Fusionsbrennstoff aus Deuterium und Tritium betrieben werden sollten. Diese Maschinen, insbesondere der Joint European Torus (JET) und der Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR), hatten das ausdrückliche Ziel, die Gewinnschwelle zu erreichen. ⓘ

Stattdessen traten bei diesen Anlagen neue Probleme auf, die ihre Leistung begrenzten. Um diese Probleme zu lösen, wäre eine viel größere und teurere Anlage erforderlich, die die Möglichkeiten eines einzelnen Landes übersteigt. Nach einer ersten Vereinbarung zwischen Ronald Reagan und Michail Gorbatschow im November 1985 wurde der Internationale Thermonukleare Versuchsreaktor (ITER) ins Leben gerufen, der bis heute das wichtigste internationale Projekt zur Entwicklung praktischer Fusionsenergie ist. Viele kleinere Konstruktionen und Ableger wie der sphärische Tokamak werden weiterhin zur Untersuchung von Leistungsparametern und anderen Fragen eingesetzt. Bis 2020 hält JET mit einer Leistung von 16 MW bei einer Heizleistung von 24 MW den Rekord bei der Fusionsleistung. ⓘ

Der Joint European Torus, der derzeit größte Tokamak, in Betrieb seit 1983.
Das Plasmagefäß mit einem Durchmesser von 6 Metern und einer Höhe von 2,4 Meter ist hinter den orangefarbenen Eisenjochen der toroidalen Magnetfeldspulen sowie den Mess-, Heiz- und Kühlsystemen nahezu verborgen. Zum Größenvergleich beachte man den Techniker unten links. ⓘ

Das Wort ist die Transkription des russischen токамак, einer Abkürzung für „тороидальная камера в магнитными катушками“ (toroidalnaja kamera w magnitnymi katuschkami [tɔraiˈdalʲnaia ˈkamʲɛra v magˈnitnɨmi kaˈtuʃkami]), übersetzt „Toroidale Kammer in Magnetspulen“. Zusätzlich bedeuten die ersten drei Buchstaben ток übersetzt „Strom“ und verweisen damit auf den Stromfluss im Plasma, die entscheidende Besonderheit dieses Einschlusskonzepts. ⓘ

Etymologie

Das Wort Tokamak ist eine Transliteration des russischen Wortes токамак, ein Akronym aus entweder:

тороидальная камера с магнитными катушками

toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami

toroidale Kammer mit Magnetspulen; ⓘ

oder ⓘ

тороидальная камера с аксиальным магнитным полем

toroidal'naya kamera s aksial'nym magnitnym polem

toroidale Kammer mit axialem Magnetfeld. ⓘ

Der Begriff wurde 1957 von Igor Golovin, dem Vizedirektor des Labors für Messgeräte der Akademie der Wissenschaften, dem heutigen Kurchatov-Institut, geprägt. Eine Zeit lang wurde auch ein ähnlicher Begriff, tokomag, vorgeschlagen. ⓘ

Geschichte

Eine Briefmarke der UdSSR, 1987: Thermonukleare Tokamak-Anlage ⓘ

Erste Schritte

Mark Oliphant, Paul Harteck und Ernest Rutherford waren 1934 die ersten, die auf der Erde eine Kernfusion erzielten, indem sie mit einem Teilchenbeschleuniger Deuteriumkerne in eine Metallfolie schossen, die Deuterium oder andere Atome enthielt. Auf diese Weise konnten sie den nuklearen Wirkungsquerschnitt verschiedener Fusionsreaktionen messen und feststellen, dass die Deuterium-Deuterium-Reaktion bei einer niedrigeren Energie als andere Reaktionen abläuft und ihren Höhepunkt bei etwa 100.000 Elektronenvolt (100 keV) erreicht. ⓘ

Die Fusion mit Beschleunigern ist nicht praktikabel, weil der Reaktorquerschnitt winzig ist; die meisten Teilchen im Beschleuniger werden vom Brennstoff gestreut und verschmelzen nicht mit ihm. Diese Streuungen führen dazu, dass die Teilchen so viel Energie verlieren, dass sie nicht mehr fusionieren können. Die Energie, die in diese Teilchen gesteckt wird, geht also verloren, und es lässt sich leicht zeigen, dass dies viel mehr Energie ist, als die resultierenden Fusionsreaktionen freisetzen können. ⓘ

Um die Fusion aufrechtzuerhalten und einen Nettoenergieausstoß zu erzeugen, muss der Großteil des Brennstoffs auf hohe Temperaturen gebracht werden, so dass die Atome ständig mit hoher Geschwindigkeit zusammenstoßen; daher der Name thermonukleare Reaktion aufgrund der hohen Temperaturen, die dafür erforderlich sind. Enrico Fermi berechnete 1944, dass sich die Reaktion bei etwa 50.000.000 K selbst erhalten würde; bei dieser Temperatur ist die Energieabgabe der Reaktionen so hoch, dass sie den umgebenden Brennstoff schnell genug erhitzt, um die Temperatur gegen Verluste an die Umgebung aufrechtzuerhalten und die Reaktion fortzusetzen. ⓘ

Im Rahmen des Manhattan-Projekts wurde mit Hilfe einer Atombombe die erste praktische Möglichkeit geschaffen, diese Temperaturen zu erreichen. 1944 hielt Fermi einen Vortrag über die Physik der Kernfusion im Zusammenhang mit einer damals noch hypothetischen Wasserstoffbombe. James L. Tuck und Stanislaw Ulam hatten einen solchen Versuch mit Hilfe von Hohlladungen unternommen, die eine mit Deuterium durchsetzte Metallfolie antrieben, allerdings ohne Erfolg. ⓘ

Die ersten Versuche, eine praktische Fusionsmaschine zu bauen, fanden im Vereinigten Königreich statt, wo George Paget Thomson 1945 den Pinch-Effekt als vielversprechende Technik ausgewählt hatte. Nach mehreren gescheiterten Versuchen, eine Finanzierung zu erhalten, gab er auf und beauftragte zwei Studenten, Stanley (Stan) W. Cousins und Alan Alfred Ware (1924-2010), mit dem Bau eines Geräts aus überschüssigen Radargeräten. Dieses Gerät wurde 1948 erfolgreich in Betrieb genommen, zeigte jedoch keine eindeutigen Hinweise auf eine Fusion und konnte das Interesse des Atomic Energy Research Establishment nicht wecken. ⓘ

Lavrentievs Brief

1950 schrieb Oleg Lawrentjew, der damals als Feldwebel der Roten Armee auf Sachalin stationiert war, einen Brief an das Zentralkomitee der Kommunistischen Partei der Sowjetunion. In dem Brief wurde die Idee skizziert, eine Atombombe zur Zündung eines Fusionsbrennstoffs zu verwenden, und anschließend ein System beschrieben, das elektrostatische Felder nutzte, um ein heißes Plasma zur Energieerzeugung in einem stabilen Zustand zu halten. ⓘ

Das Schreiben wurde an Andrej Sacharow zur Stellungnahme weitergeleitet. Sacharow stellte fest, dass "der Autor ein sehr wichtiges und nicht unbedingt aussichtsloses Problem formuliert", und stellte fest, dass seine Hauptsorge bei der Anordnung darin bestand, dass das Plasma auf die Elektrodendrähte treffen würde, und dass "breite Maschen und ein dünner stromführender Teil, der fast alle einfallenden Kerne zurück in den Reaktor reflektieren muss. Aller Wahrscheinlichkeit nach ist diese Anforderung mit der mechanischen Festigkeit des Geräts unvereinbar." ⓘ

Ein Hinweis auf die Bedeutung, die Lawrentjews Schreiben beigemessen wurde, ist die Geschwindigkeit, mit der es bearbeitet wurde; das Schreiben ging am 29. Juli beim Zentralkomitee ein, Sacharow schickte seine Stellungnahme am 18. August ein, und im Oktober hatten Sacharow und Igor Tamm die erste detaillierte Studie eines Fusionsreaktors fertiggestellt und im Januar 1951 die Finanzierung für dessen Bau beantragt. ⓘ

Magnetischer Einschluss

Wenn sie auf Fusionstemperaturen erhitzt werden, trennen sich die Elektronen in den Atomen und es entsteht eine Flüssigkeit aus Kernen und Elektronen, die als Plasma bezeichnet wird. Im Gegensatz zu elektrisch neutralen Atomen ist ein Plasma elektrisch leitfähig und kann daher durch elektrische oder magnetische Felder manipuliert werden. ⓘ

Sacharows Bedenken wegen der Elektroden veranlassten ihn, statt der elektrostatischen die magnetische Einschließung zu erwägen. Im Falle eines Magnetfeldes kreisen die Teilchen um die Kraftlinien. Da sich die Teilchen mit hoher Geschwindigkeit bewegen, sehen ihre Bahnen wie eine Spirale aus. Wenn man ein Magnetfeld so anordnet, dass die Kraftlinien parallel und nahe beieinander verlaufen, können die Teilchen, die benachbarte Linien umkreisen, zusammenstoßen und verschmelzen. ⓘ

Ein solches Feld kann in einem Solenoid erzeugt werden, einem Zylinder mit außen herumgewickelten Magneten. Die kombinierten Felder der Magnete erzeugen eine Reihe paralleler magnetischer Linien, die über die gesamte Länge des Zylinders verlaufen. Diese Anordnung verhindert, dass die Partikel seitlich an die Wand des Zylinders gelangen, nicht aber, dass sie am Ende herauslaufen. Die offensichtliche Lösung für dieses Problem besteht darin, den Zylinder in eine Donut- oder Torusform zu biegen, so dass die Linien eine Reihe von kontinuierlichen Ringen bilden. In dieser Anordnung kreisen die Teilchen endlos. ⓘ

Sacharow besprach das Konzept mit Igor Tamm, und Ende Oktober 1950 schrieben die beiden einen Vorschlag und schickten ihn an Igor Kurtschatow, den Leiter des Atombombenprojekts in der UdSSR, und seinen Stellvertreter Igor Golowin. Dieser ursprüngliche Vorschlag ließ jedoch ein grundlegendes Problem außer Acht: Wenn die äußeren Magnete entlang eines geraden Solenoids angeordnet sind, haben sie gleichmäßige Abstände, aber wenn sie zu einem Torus gebogen sind, liegen sie auf der Innenseite des Rings näher beieinander als auf der Außenseite. Dies führt zu ungleichmäßigen Kräften, die dazu führen, dass die Teilchen von ihren magnetischen Linien wegdriften. ⓘ

Bei Besuchen im Labor für Messinstrumente der Akademie der Wissenschaften der UdSSR (LIPAN), dem sowjetischen Kernforschungszentrum, schlug Sacharow zwei mögliche Lösungen für dieses Problem vor. Die eine bestand darin, einen stromdurchflossenen Ring in der Mitte des Torus aufzuhängen. Der Strom in diesem Ring würde ein Magnetfeld erzeugen, das sich mit dem von den Magneten an der Außenseite erzeugten Feld vermischen würde. Das daraus resultierende Feld würde sich zu einer Spirale verdrehen, so dass sich ein beliebiges Teilchen wiederholt auf der Außenseite und dann auf der Innenseite des Torus befinden würde. Die durch die ungleichmäßigen Felder verursachten Drifts sind auf der Innen- und Außenseite entgegengesetzt, so dass sich die entgegengesetzten Drifts im Laufe mehrerer Umläufe um die Längsachse des Torus aufheben würden. Als Alternative schlug er vor, anstelle eines separaten Metallrings einen externen Magneten zu verwenden, um im Plasma selbst einen Strom zu induzieren, was denselben Effekt hätte. ⓘ

Im Januar 1951 organisierte Kurtschatow ein Treffen am LIPAN, um Sacharows Konzepte zu erörtern. Sie stießen auf breites Interesse und Unterstützung, und im Februar wurde ein Bericht zu diesem Thema an Lavrentiy Beria weitergeleitet, der die atomaren Bemühungen in der UdSSR beaufsichtigte. Eine Zeit lang kam keine Antwort zurück. ⓘ

Richter und die Geburtsstunde der Fusionsforschung

Ronald Richter (links) mit Juan Domingo Perón (rechts). Richters Behauptungen lösten die Fusionsforschung in der ganzen Welt aus. ⓘ

Am 25. März 1951 verkündete der argentinische Präsident Juan Perón, dass es dem ehemaligen deutschen Wissenschaftler Ronald Richter im Rahmen des heute als Huemul-Projekt bekannten Projekts gelungen sei, die Fusion im Labormaßstab herzustellen. Wissenschaftler auf der ganzen Welt waren von dieser Ankündigung begeistert, kamen aber bald zu dem Schluss, dass dies nicht stimmte; einfache Berechnungen zeigten, dass sein Versuchsaufbau nicht genug Energie erzeugen konnte, um den Fusionsbrennstoff auf die erforderlichen Temperaturen zu erhitzen. ⓘ

Obwohl die Kernforscher dies ablehnten, bedeutete die weit verbreitete Berichterstattung, dass die Politiker plötzlich auf die Fusionsforschung aufmerksam wurden und ihr aufgeschlossen gegenüberstanden. Im Vereinigten Königreich wurden Thomson plötzlich beträchtliche Mittel zur Verfügung gestellt. In den nächsten Monaten wurden zwei Projekte auf der Grundlage des Pinch-Systems in Angriff genommen. In den USA las Lyman Spitzer die Huemul-Geschichte, erkannte, dass sie falsch war, und machte sich daran, eine funktionierende Maschine zu entwickeln. Im Mai erhielt er 50.000 Dollar, um mit der Forschung an seinem Stellarator-Konzept zu beginnen. Jim Tuck war kurz nach Großbritannien zurückgekehrt und hatte Thomsons Quetschmaschinen gesehen. Als er nach Los Alamos zurückkehrte, erhielt er ebenfalls 50.000 $ direkt aus dem Budget von Los Alamos. ⓘ

Ähnliche Ereignisse ereigneten sich in der UdSSR. Mitte April stürmte Dmitri Efremov vom Wissenschaftlichen Forschungsinstitut für elektrophysikalische Apparate mit einer Zeitschrift, die einen Bericht über Richters Arbeit enthielt, in Kurtschatows Arbeitszimmer und verlangte zu erfahren, warum sie von den Argentiniern geschlagen worden waren. Kurtschatow wandte sich sofort an Beria mit dem Vorschlag, ein eigenes Fusionsforschungslabor unter der Leitung von Lew Artsimowitsch einzurichten. Nur wenige Tage später, am 5. Mai, wurde der Vorschlag von Joseph Stalin unterzeichnet. ⓘ

Neue Ideen

Rotes Plasma im EAST ⓘ

Im Oktober hatten Sacharow und Tamm ihren ursprünglichen Vorschlag wesentlich detaillierter ausgearbeitet und forderten eine Anlage mit einem großen Radius (des Torus als Ganzes) von 12 Metern und einem kleinen Radius (das Innere des Zylinders) von 2 Metern. Dem Vorschlag zufolge könnte das System 100 Gramm Tritium pro Tag produzieren oder 10 Kilogramm U233 pro Tag erzeugen. ⓘ

Als die Idee weiterentwickelt wurde, erkannte man, dass ein Strom im Plasma ein Feld erzeugen konnte, das stark genug war, um das Plasma auch einzuschließen, so dass die externen Magnete überflüssig wurden. Zu diesem Zeitpunkt hatten die sowjetischen Forscher das im Vereinigten Königreich entwickelte Pinch-System neu erfunden, obwohl sie von einem ganz anderen Ausgangspunkt aus zu diesem Entwurf gekommen waren. ⓘ

Nachdem die Idee, den Pinch-Effekt für den Einschluss zu nutzen, vorgeschlagen worden war, wurde eine viel einfachere Lösung offensichtlich. Anstelle eines großen Toroids konnte man den Strom einfach in eine lineare Röhre leiten, die das Plasma darin zu einem Faden kollabieren lassen konnte. Dies hatte einen großen Vorteil: Der Strom im Plasma würde es durch normale Widerstandsheizung erwärmen, aber das Plasma würde dadurch nicht auf Fusionstemperaturen erhitzt. Wenn das Plasma jedoch kollabierte, würde der adiabatische Prozess zu einem dramatischen Temperaturanstieg führen, der für eine Fusion mehr als ausreichend wäre. Mit dieser Entwicklung haben nur Golovin und Natan Yavlinsky die eher statische toroidale Anordnung weiter in Betracht gezogen. ⓘ

Instabilität

Am 4. Juli 1952 misst die Gruppe von Nikolai Filippov die Freisetzung von Neutronen aus einer Linear-Pinch-Maschine. Lew Arsimowitsch verlangte, dass sie alles überprüfen sollten, bevor sie zu dem Schluss kämen, dass eine Fusion stattgefunden hatte, und bei diesen Überprüfungen stellten sie fest, dass die Neutronen überhaupt nicht von der Fusion stammten. Die gleiche lineare Anordnung war auch Forschern im Vereinigten Königreich und in den USA aufgefallen, und ihre Maschinen zeigten das gleiche Verhalten. Aufgrund der großen Geheimhaltung, die diese Art von Forschung umgibt, wusste jedoch keine der Gruppen, dass auch andere daran arbeiteten, geschweige denn das gleiche Problem hatten. ⓘ

Nach eingehenden Untersuchungen wurde festgestellt, dass ein Teil der freigesetzten Neutronen durch Instabilitäten im Plasma erzeugt wurde. Es gab zwei gängige Arten von Instabilitäten, die Würstchen, die vor allem in linearen Maschinen auftraten, und den Knick, der vor allem in toroidalen Maschinen auftrat. Gruppen in allen drei Ländern begannen, die Entstehung dieser Instabilitäten und mögliche Wege zu ihrer Behebung zu untersuchen. Wichtige Beiträge auf diesem Gebiet leisteten Martin David Kruskal und Martin Schwarzschild in den USA und Shafranov in der UdSSR. ⓘ

Eine Idee, die aus diesen Studien hervorging, wurde als "stabilisierter Pinch" bekannt. Bei diesem Konzept wurden zusätzliche Magnete an der Außenseite der Kammer angebracht, die ein Feld erzeugten, das im Plasma vor der Quetschentladung vorhanden war. Bei den meisten Konzepten war das externe Feld relativ schwach, und da ein Plasma diamagnetisch ist, durchdrang es nur die äußeren Bereiche des Plasmas. Als die Quetschentladung stattfand und sich das Plasma schnell zusammenzog, wurde dieses Feld in den entstehenden Faden "eingefroren" und erzeugte ein starkes Feld in dessen äußeren Schichten. In den USA wurde dies als "giving the plasma a backbone" bezeichnet. ⓘ

Sacharow überprüfte seine ursprünglichen toroidalen Konzepte und kam zu einer etwas anderen Schlussfolgerung hinsichtlich der Stabilisierung des Plasmas. Der Aufbau wäre derselbe wie bei dem Konzept der stabilisierten Prise, aber die Rolle der beiden Felder würde umgekehrt werden. Statt schwacher externer Felder, die für die Stabilisierung sorgen, und eines starken Pinch-Stroms, der für den Einschluss verantwortlich ist, wären in der neuen Anordnung die externen Magnete viel stärker, um den Großteil des Einschlusses zu gewährleisten, während der Strom viel kleiner wäre und für die stabilisierende Wirkung verantwortlich wäre. ⓘ

Schritte zur Deklassifizierung

Chruschtschow (ungefähr in der Mitte, kahlköpfig), Kurtschatow (rechts, bärtig) und Bulganin (rechts, weißhaarig) besuchen Harwell am 26. April 1956. Cockcroft steht ihnen gegenüber (mit Brille), während ein Redner auf Attrappen verschiedener Materialien zeigt, die im neu eröffneten DIDO-Reaktor getestet werden. ⓘ

1955 wurde in der UdSSR die erste toroidale Anlage gebaut, da die linearen Ansätze noch instabil waren. Der TMP war eine klassische Quetschmaschine, ähnlich wie die Modelle im Vereinigten Königreich und in den USA aus der gleichen Zeit. Die Vakuumkammer bestand aus Keramik, und die Spektren der Entladungen wiesen Siliziumdioxid auf, was bedeutete, dass das Plasma nicht perfekt durch das Magnetfeld eingeschlossen war und auf die Wände der Kammer traf. Es folgten zwei kleinere Geräte, die Kupferhüllen verwendeten. Die leitenden Hüllen sollten zur Stabilisierung des Plasmas beitragen, waren aber in keiner der Maschinen, die dies versuchten, vollständig erfolgreich. ⓘ

Da die Fortschritte offensichtlich ins Stocken geraten waren, berief Kurtschatow 1955 eine Konferenz aller sowjetischen Forscher ein, deren Ziel es war, die Fusionsforschung in der UdSSR zu öffnen. Im April 1956 reiste Kurtschatow im Rahmen eines vielbeachteten Besuchs von Nikita Chruschtschow und Nikolai Bulganin nach Großbritannien. Er bot sich an, einen Vortrag im Atomic Energy Research Establishment, dem ehemaligen RAF Harwell, zu halten, wo er die Gastgeber mit einem detaillierten historischen Überblick über die sowjetischen Fusionsbemühungen schockierte. Er nahm sich Zeit, um insbesondere die Neutronen zu erwähnen, die in den frühen Maschinen beobachtet wurden, und warnte, dass Neutronen nicht gleichbedeutend mit Fusion seien. ⓘ

Was Kurtschatow nicht wusste, war, dass am anderen Ende der ehemaligen Landebahn die britische ZETA-Maschine mit stabilisiertem Pinch gebaut wurde. ZETA war bei weitem die größte und leistungsstärkste Fusionsmaschine, die es bisher gab. Gestützt auf Experimente mit früheren Konstruktionen, die zur Stabilisierung modifiziert worden waren, sollte ZETA Fusionsreaktionen auf niedrigem Niveau erzeugen. Dies war offensichtlich ein großer Erfolg, und im Januar 1958 wurde bekannt gegeben, dass die Fusion in ZETA durch die Freisetzung von Neutronen und Messungen der Plasmatemperatur erreicht worden war. ⓘ

Vitaly Shafranov und Stanislav Braginskii untersuchten die Nachrichtenberichte und versuchten herauszufinden, wie es funktioniert hatte. Eine Möglichkeit, die sie in Betracht zogen, war die Verwendung von schwachen "eingefrorenen" Feldern, die sie jedoch verwarfen, weil sie glaubten, dass die Felder nicht lange genug halten würden. Sie kamen dann zu dem Schluss, dass ZETA im Wesentlichen identisch mit den von ihnen untersuchten Geräten mit starken externen Feldern ist. ⓘ

Erste Tokamaks

Zu diesem Zeitpunkt hatten die sowjetischen Forscher beschlossen, eine größere toroidale Maschine nach den Vorschlägen von Sacharow zu bauen. Bei ihrer Konstruktion wurde insbesondere ein wichtiger Punkt aus den Arbeiten von Kruskal und Schafranow berücksichtigt: Wenn die Teilchen aufgrund ihrer spiralförmigen Bahn schneller um den Umfang des Plasmas kreisen würden als um die Längsachse des Torus, würde die Knickinstabilität stark unterdrückt. ⓘ

Dieses Grundkonzept ist heute als Sicherheitsfaktor bekannt. Das Verhältnis der Anzahl der Umläufe des Teilchens um die Hauptachse im Vergleich zur Nebenachse wird mit q bezeichnet, und die Kruskal-Shafranov-Grenze besagt, dass der Knick unterdrückt wird, solange q > 1 ist. Dieser Weg wird durch die relative Stärke der externen Magnete im Vergleich zu dem durch den internen Strom erzeugten Feld gesteuert. Um q > 1 zu erreichen, müssen die externen Magnete viel stärker sein, oder aber der interne Strom muss reduziert werden. ⓘ

Nach diesem Kriterium begann man mit der Konstruktion eines neuen Reaktors, T-1, der heute als der erste echte Tokamak bekannt ist. T-1 verwendete sowohl stärkere externe Magnete als auch einen geringeren Strom als stabilisierte Pinch-Maschinen wie ZETA. Der Erfolg des T-1 führte dazu, dass er als der erste funktionierende Tokamak anerkannt wurde. Für seine Arbeiten über "starke Impulsentladungen in einem Gas, um ungewöhnlich hohe Temperaturen zu erreichen, die für thermonukleare Prozesse erforderlich sind", wurde Jawlinskij 1958 mit dem Lenin- und dem Stalinpreis ausgezeichnet. Jawlinskij arbeitete bereits an der Konstruktion eines noch größeren Modells, das später als T-3 gebaut wurde. Mit der offensichtlich erfolgreichen Ankündigung von ZETA wurde Jawlinskijs Konzept sehr positiv aufgenommen. ⓘ

Einzelheiten zu ZETA wurden Ende Januar in einer Reihe von Artikeln in Nature veröffentlicht. Zu Shafranovs Überraschung verwendete das System das Konzept des "eingefrorenen" Feldes. Er blieb skeptisch, aber ein Team des Ioffe-Instituts in St. Petersberg begann mit Plänen zum Bau einer ähnlichen Maschine mit dem Namen Alpha. Nur wenige Monate später, im Mai, gab das ZETA-Team eine Mitteilung heraus, in der sie erklärten, dass sie die Fusion nicht erreicht hatten und durch falsche Messungen der Plasmatemperatur in die Irre geführt worden waren. ⓘ

T-1 wurde Ende 1958 in Betrieb genommen. Er wies sehr hohe Energieverluste durch Strahlung auf. Dies wurde auf Verunreinigungen des Plasmas durch das Vakuumsystem zurückgeführt, die zu Ausgasungen aus den Behältermaterialien führten. Um Lösungen für dieses Problem zu finden, wurde ein weiteres kleines Gerät, T-2, gebaut. Hier wurde eine Innenauskleidung aus gewelltem Metall verwendet, die bei 550 °C (1.022 °F) gebacken wurde, um eingeschlossene Gase auszukochen. ⓘ

Atoms for Peace und die Flaute

Im Rahmen des zweiten "Atoms for Peace"-Treffens in Genf im September 1958 veröffentlichte die sowjetische Delegation zahlreiche Unterlagen über ihre Fusionsforschung. Darunter befanden sich auch die ersten Ergebnisse ihrer toroidalen Maschinen, die zu diesem Zeitpunkt noch keine nennenswerten Ergebnisse geliefert hatten. ⓘ

Der "Star" der Ausstellung war ein großes Modell des Stellarators von Spitzer, das sofort die Aufmerksamkeit der Sowjets auf sich zog. Im Gegensatz zu ihren Entwürfen erzeugte der Stellarator die erforderlichen verdrillten Pfade im Plasma, ohne einen Strom durch das Plasma zu treiben, und verwendete eine Reihe von Magneten, die im stationären Zustand und nicht in den Impulsen des Induktionssystems arbeiten konnten. Kurtschatow bat Jawlinski, die T-3-Konstruktion in einen Stellarator umzuwandeln, aber sie überzeugten ihn davon, dass der Strom eine nützliche zweite Rolle bei der Erwärmung spielte, was dem Stellarator fehlte. ⓘ

Zum Zeitpunkt der Ausstellung hatte der Stellarator eine lange Reihe von kleineren Problemen, die gerade gelöst wurden. Die Lösung dieser Probleme zeigte, dass die Diffusionsrate des Plasmas viel schneller war als in der Theorie vorhergesagt. Ähnliche Probleme traten bei allen zeitgenössischen Entwürfen auf, aus dem einen oder anderen Grund. Der Stellarator, verschiedene Pinch-Konzepte und die Magnetspiegelmaschinen sowohl in den USA als auch in der UdSSR wiesen alle Probleme auf, die ihre Einschlusszeiten begrenzten. ⓘ

Schon bei den ersten Studien zur kontrollierten Fusion gab es ein Problem, das im Hintergrund lauerte. Während des Manhattan-Projekts gehörte David Bohm zu dem Team, das an der Isotopentrennung von Uran arbeitete. In der Nachkriegszeit arbeitete er weiter mit Plasmen in Magnetfeldern. Ausgehend von der grundlegenden Theorie würde man erwarten, dass das Plasma über die Kraftlinien mit einer Rate diffundiert, die umgekehrt proportional zum Quadrat der Feldstärke ist, was bedeutet, dass eine kleine Erhöhung der Kraft den Einschluss stark verbessern würde. Auf der Grundlage ihrer Experimente entwickelte Bohm jedoch eine empirische Formel, die heute als Bohmsche Diffusion bekannt ist und besagt, dass die Geschwindigkeit linear mit der magnetischen Kraft und nicht mit deren Quadrat ist. ⓘ

Wenn Bohms Formel richtig war, gab es keine Hoffnung, dass man einen Fusionsreaktor auf der Grundlage des magnetischen Einschlusses bauen könnte. Um das Plasma bei den für die Fusion erforderlichen Temperaturen einzuschließen, müsste das Magnetfeld um Größenordnungen größer sein als jeder bekannte Magnet. Spitzer führte den Unterschied zwischen den Bohm'schen und den klassischen Diffusionsraten auf Turbulenzen im Plasma zurück und glaubte, dass die stationären Felder des Stellarators nicht unter diesem Problem leiden würden. Verschiedene Experimente deuteten damals darauf hin, dass die Bohm-Rate nicht zutrifft und dass die klassische Formel korrekt ist. ⓘ

Doch Anfang der 1960er Jahre, als aus den verschiedenen Konstruktionen in ungeheurem Maße Plasma austrat, kam Spitzer selbst zu dem Schluss, dass die Bohmsche Skalierung eine inhärente Eigenschaft von Plasmen sei und dass der magnetische Einschluss nicht funktionieren würde. Das gesamte Feld fiel in eine Zeit, die als "Flaute" bekannt wurde, eine Periode intensiven Pessimismus. ⓘ

Fortschritte in den 1960er Jahren

Im Gegensatz zu den anderen Entwürfen schienen die experimentellen Tokamaks gut voranzukommen, so gut, dass ein kleines theoretisches Problem nun zu einem echten Problem wurde. In Anwesenheit der Schwerkraft gibt es einen kleinen Druckgradienten im Plasma, der früher so gering war, dass er ignoriert werden konnte, nun aber zu einem Problem wurde, das angegangen werden musste. Dies führte 1962 zur Hinzufügung eines weiteren Satzes von Magneten, die ein vertikales Feld erzeugten, das diese Effekte ausglich. Dies war ein Erfolg, und Mitte der 1960er Jahre begannen die Maschinen Anzeichen dafür zu zeigen, dass sie die Bohm-Grenze übertreffen würden. ⓘ

Auf der zweiten Konferenz der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) über Fusion im neu eröffneten Culham Centre for Fusion Energy im Vereinigten Königreich im Jahr 1965 berichtete Artsimovich, dass ihre Systeme das Bohm-Limit um das Zehnfache übertrafen. Spitzer, der sich die Präsentationen ansah, meinte, dass das Bohm-Limit möglicherweise immer noch gelte; die Ergebnisse lägen im Bereich der experimentellen Fehler der Ergebnisse, die an den Stellaratoren beobachtet wurden, und die Temperaturmessungen, die auf den Magnetfeldern beruhten, seien einfach nicht vertrauenswürdig. ⓘ

Das nächste große internationale Fusionstreffen fand im August 1968 in Nowosibirsk statt. Zu diesem Zeitpunkt waren bereits zwei weitere Tokamak-Konstruktionen fertiggestellt worden: TM-2 im Jahr 1965 und T-4 im Jahr 1968. Die Ergebnisse von T-3 hatten sich weiter verbessert, und die ersten Tests der neuen Reaktoren lieferten ähnliche Ergebnisse. Auf der Tagung gab die sowjetische Delegation bekannt, dass T-3 Elektronentemperaturen von 1000 eV (entspricht 10 Millionen Grad Celsius) erzeugte und die Einschlusszeit mindestens das 50-fache der Bohmschen Grenze betrug. ⓘ

Diese Ergebnisse waren mindestens zehnmal so hoch wie die aller anderen Maschinen. Sollten sie zutreffen, bedeuteten sie einen enormen Fortschritt für die Fusionsgemeinschaft. Spitzer blieb skeptisch und wies darauf hin, dass die Temperaturmessungen immer noch auf indirekten Berechnungen der magnetischen Eigenschaften des Plasmas beruhten. Viele schlussfolgerten, dass sie auf einen Effekt zurückzuführen seien, der als "Runaway-Elektronen" bekannt ist, und dass die Sowjets nur diese extrem energiereichen Elektronen und nicht die Temperatur der Masse messen würden. Die Sowjets konterten mit mehreren Argumenten, die darauf hindeuteten, dass es sich bei der von ihnen gemessenen Temperatur um die Maxwellsche Temperatur handelte, und die Debatte tobte. ⓘ

Culham Fünf

Im Anschluss an ZETA begannen die britischen Teams mit der Entwicklung neuer Plasmadiagnosegeräte, um genauere Messungen zu ermöglichen. Dazu gehörte der Einsatz eines Lasers zur direkten Messung der Temperatur der Massenelektronen mittels Thomson-Streuung. Diese Technik war in der Fusionsgemeinschaft gut bekannt und anerkannt; Artsimovich hatte sie öffentlich als "brillant" bezeichnet. Artsimovich lud Bas Pease, den Leiter von Culham, ein, seine Geräte in den sowjetischen Reaktoren einzusetzen. Auf dem Höhepunkt des Kalten Krieges erhielten britische Physiker die Erlaubnis, das Kurtschatow-Institut, das Herzstück der sowjetischen Atombombenentwicklung, zu besuchen, was bis heute als ein bedeutendes politisches Manöver Artsimowitschs gilt. ⓘ

Das britische Team, das den Spitznamen "The Culham Five" trug, traf Ende 1968 ein. Nach einem langwierigen Installations- und Kalibrierungsprozess maß das Team die Temperaturen über einen Zeitraum von mehreren Versuchsläufen. Die ersten Ergebnisse lagen im August 1969 vor; die Sowjets hatten Recht, ihre Ergebnisse waren genau. Das Team rief die Ergebnisse nach Hause zu Culham, der sie dann in einem vertraulichen Telefongespräch nach Washington weiterleitete. Die endgültigen Ergebnisse wurden im November 1969 in Nature veröffentlicht. Die Ergebnisse dieser Ankündigung wurden als eine "regelrechte Stampede" des Tokamak-Baus in der ganzen Welt beschrieben. ⓘ

Ein ernsthaftes Problem blieb bestehen. Da der elektrische Strom im Plasma viel niedriger war und viel weniger Kompression erzeugte als eine Quetschmaschine, bedeutete dies, dass die Temperatur des Plasmas auf die Widerstandsheizrate des Stroms begrenzt war. Der 1950 erstmals vorgeschlagene Spitzer-Widerstand besagt, dass der elektrische Widerstand eines Plasmas mit steigender Temperatur abnimmt, was bedeutet, dass sich die Aufheizrate des Plasmas verlangsamt, wenn die Geräte verbessert und die Temperaturen höher gedrückt werden. Berechnungen zeigten, dass die sich ergebenden Höchsttemperaturen bei einem Wert von q > 1 auf wenige Millionen Grad begrenzt sein würden. Artsimovich wies in Novosibirsk auf diese Tatsache hin und erklärte, dass künftige Fortschritte die Entwicklung neuer Heizmethoden erfordern würden. ⓘ

US-Turbulenzen

Einer der Teilnehmer an der Tagung in Nowosibirsk 1968 war Amasa Stone Bishop, einer der Leiter des amerikanischen Fusionsprogramms. Eine der wenigen anderen Vorrichtungen, die zu diesem Zeitpunkt eindeutige Beweise für die Überwindung des Bohm-Limits lieferten, war das Multipolkonzept. Sowohl Lawrence Livermore als auch das Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL), die Heimat von Spitzers Stellarator, arbeiteten an Variationen des Multipol-Konzepts. Obwohl sie selbst nur mäßig erfolgreich waren, übertraf T-3 beide Maschinen bei weitem. Bishop war besorgt, dass die Multipole überflüssig seien, und meinte, die USA sollten einen eigenen Tokamak in Erwägung ziehen. ⓘ

Als er das Thema auf einer Sitzung im Dezember 1968 zur Sprache brachte, weigerten sich die Leiter der Labors, es in Betracht zu ziehen. Melvin B. Gottlieb aus Princeton war verärgert und fragte: "Glauben Sie, dass dieser Ausschuss die Wissenschaftler überlisten kann?" Da die großen Laboratorien verlangten, ihre eigene Forschung zu kontrollieren, sah sich ein Labor ausgeschlossen. Oak Ridge war ursprünglich mit Studien für Reaktorbrennstoffsysteme in den Bereich der Kernfusion eingestiegen, hatte dann aber ein eigenes Spiegelprogramm aufgelegt. Mitte der 1960er Jahre gingen den DCX-Entwürfen des Labors die Ideen aus, da sie nichts boten, was das ähnliche Programm im prestigeträchtigeren und politisch mächtigeren Livermore nicht auch konnte. Das machte sie sehr empfänglich für neue Konzepte. ⓘ

Nach einer umfangreichen internen Debatte bildete Herman Postma Anfang 1969 eine kleine Gruppe, die sich mit dem Tokamak befassen sollte. Sie entwickelten einen neuen Entwurf, der später Ormak getauft wurde und mehrere neue Merkmale aufwies. Dazu gehörte vor allem die Art und Weise, wie das äußere Feld in einem einzigen großen Kupferblock erzeugt wurde, der von einem großen Transformator unterhalb des Torus mit Strom versorgt wurde. Dies stand im Gegensatz zu herkömmlichen Konstruktionen, bei denen die Magneten außen gewickelt waren. Sie waren der Meinung, dass der einzelne Block ein viel gleichmäßigeres Feld erzeugen würde. Außerdem hätte dies den Vorteil, dass der Torus einen kleineren Hauptradius hätte und keine Kabel durch das Donut-Loch verlegt werden müssten, was zu einem geringeren Seitenverhältnis führen würde, was nach Ansicht der Sowjets zu besseren Ergebnissen führen würde. ⓘ

Tokamak-Rennen in den USA

Anfang 1969 besuchte Artsimovich das MIT, wo er von den an der Fusion interessierten Kreisen bedrängt wurde. Schließlich willigte er ein, im April mehrere Vorträge zu halten, und gestattete anschließend lange Frage-und-Antwort-Sitzungen. Im Laufe dieser Sitzungen wuchs das Interesse des MIT am Tokamak, das sich zuvor aus verschiedenen Gründen aus dem Fusionsbereich herausgehalten hatte. Bruno Coppi war zu dieser Zeit am MIT und entwickelte nach denselben Konzepten wie das Team von Postma sein eigenes Konzept mit niedrigem Aspektverhältnis, Alcator. Anstelle des Ringkerntransformators von Ormak verwendete Alcator herkömmliche ringförmige Magnete, die jedoch viel kleiner sein mussten als die bestehenden Konstruktionen. Das Francis Bitter Magnet Laboratory des MIT war weltweit führend in der Entwicklung von Magneten, und man war zuversichtlich, dass man sie bauen konnte. ⓘ

Im Laufe des Jahres 1969 traten zwei weitere Gruppen in das Feld ein. Bei General Atomics hatte Tihiro Ohkawa Multipolreaktoren entwickelt und ein auf diesen Ideen basierendes Konzept vorgelegt. Dabei handelte es sich um einen Tokamak mit einem nicht kreisförmigen Plasmaquerschnitt; dieselben Berechnungen, die darauf hindeuteten, dass ein geringeres Seitenverhältnis die Leistung verbessern würde, legten auch nahe, dass ein C- oder D-förmiges Plasma das Gleiche bewirken würde. Er nannte das neue Design Doublet. In der Zwischenzeit schlug eine Gruppe an der University of Texas in Austin einen relativ einfachen Tokamak vor, um die Erwärmung des Plasmas durch absichtlich herbeigeführte Turbulenzen zu erforschen: den Texas Turbulent Tokamak. ⓘ

Als die Mitglieder des Lenkungsausschusses für Kernfusion der Atomenergie-Kommission im Juni 1969 wieder zusammentrafen, lagen ihnen "Tokamak-Vorschläge zu den Ohren heraus". Das einzige große Labor, das an einem toroidalen Design arbeitete und keinen Tokamak vorschlug, war Princeton, das sich weigerte, einen Tokamak in Erwägung zu ziehen, obwohl sein Stellarator Modell C geradezu perfekt für eine solche Umwandlung war. Sie führten eine lange Liste von Gründen an, warum das Modell C nicht umgebaut werden sollte. Als diese in Frage gestellt wurden, entbrannte eine heftige Debatte darüber, ob die sowjetischen Ergebnisse zuverlässig seien. ⓘ

Als Gottlieb die Debatte verfolgte, änderte er seine Meinung. Es hatte keinen Sinn, mit dem Tokamak weiterzumachen, wenn die sowjetischen Messungen der Elektronentemperatur nicht genau waren, also schmiedete er einen Plan, um die Ergebnisse entweder zu beweisen oder zu widerlegen. Während er in der Mittagspause im Schwimmbad schwamm, erzählte er Harold Furth seinen Plan, woraufhin Furth antwortete: "Nun, vielleicht hast du Recht." Nach dem Mittagessen stellten die verschiedenen Teams ihre Entwürfe vor, wobei Gottlieb seine Idee für einen "Stellarator-Tokamak" auf der Grundlage des Modells C präsentierte. ⓘ

Der Ständige Ausschuss stellte fest, dass dieses System in sechs Monaten fertig gestellt werden könnte, während Ormak ein Jahr benötigen würde. Nur kurze Zeit später wurden die vertraulichen Ergebnisse der Culham Five veröffentlicht. Bei der nächsten Sitzung im Oktober gab der Ständige Ausschuss die Finanzierung für alle diese Vorschläge frei. Die neue Konfiguration des Modells C, das bald den Namen Symmetrischer Tokamak erhielt, sollte lediglich die sowjetischen Ergebnisse bestätigen, während die anderen Vorschläge weit über T-3 hinausgehen sollten. ⓘ

Heizung: Die USA übernehmen die Führung

Blick von oben auf den Princeton Large Torus im Jahr 1975. Der PLT stellte zahlreiche Rekorde auf und zeigte, dass die für die Fusion erforderlichen Temperaturen möglich sind. ⓘ

Im Mai 1970 begannen Experimente mit dem symmetrischen Tokamak, die Anfang des nächsten Jahres die sowjetischen Ergebnisse bestätigten und sogar übertrafen. Der Stellarator wurde aufgegeben, und das PPPL wandte sich mit seinem beträchtlichen Fachwissen dem Problem der Heizung des Plasmas zu. Zwei Konzepte schienen vielversprechend zu sein. PPPL schlug die magnetische Kompression vor, eine quetschähnliche Technik zur Komprimierung eines warmen Plasmas, um dessen Temperatur zu erhöhen, wobei diese Kompression jedoch durch Magnete und nicht durch Strom erfolgen sollte. Oak Ridge schlug die Neutralstrahlinjektion vor, kleine Teilchenbeschleuniger, die Brennstoffatome durch das umgebende Magnetfeld schießen, wo sie mit dem Plasma kollidieren und es aufheizen würden. ⓘ

Der Adiabatic Toroidal Compressor (ATC) des PPPL wurde im Mai 1972 in Betrieb genommen, kurz darauf folgte ein mit Neutralstrahl ausgestatteter Ormak. Beide wiesen erhebliche Probleme auf, aber PPPL überholte Oak Ridge, indem es den ATC mit Strahlinjektoren ausstattete und 1973 den eindeutigen Beweis für eine erfolgreiche Aufheizung erbrachte. Durch diesen Erfolg wurde Oak Ridge "überrumpelt" und fiel im Washingtoner Lenkungsausschuss in Ungnade. ⓘ

Zu diesem Zeitpunkt war bereits ein viel größerer Entwurf im Bau, der Princeton Large Torus (PLT), der auf der Strahlheizung basierte. Der PLT wurde speziell entwickelt, um "einen klaren Hinweis darauf zu geben, ob das Tokamak-Konzept plus Zusatzheizung eine Grundlage für einen künftigen Fusionsreaktor bilden kann". Der PLT war ein enormer Erfolg und steigerte seine Innentemperatur kontinuierlich, bis er 1978 60 Millionen Celsius (8.000 eV, das Achtfache des Rekords von T-3) erreichte. Dies ist ein Schlüsselpunkt in der Entwicklung des Tokamaks; Fusionsreaktionen werden bei Temperaturen zwischen 50 und 100 Millionen Celsius selbsterhaltend, und PLT zeigte, dass dies technisch möglich ist. ⓘ

Diese Experimente, insbesondere PLT, haben die USA in der Tokamak-Forschung weit in Führung gebracht. Dies ist vor allem auf das Budget zurückzuführen; ein Tokamak kostete etwa 500.000 Dollar, und das jährliche Fusionsbudget der USA betrug damals etwa 25 Millionen Dollar. Man konnte es sich leisten, alle vielversprechenden Heizmethoden zu erforschen und entdeckte schließlich, dass neutrale Strahlen zu den effektivsten gehörten. ⓘ

In dieser Zeit übernahm Robert Hirsch das Direktorat für Fusionsentwicklung in der US-Atomenergiekommission. Hirsch war der Ansicht, dass das Programm nicht mit den derzeitigen Mitteln aufrechterhalten werden konnte, ohne greifbare Ergebnisse vorzuweisen. Er begann, das gesamte Programm neu zu formulieren. Was früher ein von den Labors geleitetes Programm war, das hauptsächlich der wissenschaftlichen Erforschung diente, wurde nun zu einem von Washington geleiteten Programm zum Bau eines funktionierenden Reaktors zur Energieerzeugung. Dies wurde durch die Ölkrise von 1973 begünstigt, die zu einem starken Anstieg der Forschung an alternativen Energiesystemen führte. ⓘ

1980er Jahre: große Hoffnung, große Enttäuschung

Der Joint European Torus (JET), der größte derzeit in Betrieb befindliche Tokamak, der seit 1983 in Betrieb ist ⓘ

In den späten 1970er Jahren hatten Tokamaks alle Voraussetzungen für einen praktischen Fusionsreaktor erfüllt; 1978 hatte der PLT Zündtemperaturen nachgewiesen, im Jahr darauf setzte der sowjetische T-7 erstmals erfolgreich supraleitende Magnete ein, Doublet erwies sich als Erfolg und führte dazu, dass fast alle künftigen Konstruktionen diesen Ansatz des "geformten Plasmas" übernahmen. Es schien, als ob es für den Bau eines leistungsfähigen Reaktors nur noch darauf ankam, all diese Konzepte in einer einzigen Maschine zu vereinen, die auch mit dem radioaktiven Tritium in ihrem Brennstoffgemisch betrieben werden konnte. ⓘ

Das Rennen war eröffnet. In den 1970er Jahren wurden weltweit vier große Vorschläge der zweiten Generation finanziert. Die Sowjets setzten ihre Entwicklungsarbeit mit dem T-15 fort, während eine gesamteuropäische Initiative den Joint European Torus (JET) entwickelte und Japan mit dem JT-60 begann (ursprünglich als "Breakeven Plasma Test Facility" bekannt). In den USA begann Hirsch mit der Formulierung von Plänen für ein ähnliches Design, wobei er die Vorschläge für ein anderes Sprungbrett-Design direkt zu einem Tritium-verbrennenden Design überging. Daraus entstand der Tokamak-Fusionstestreaktor (TFTR), der direkt von Washington aus betrieben wird und nicht an ein bestimmtes Labor gebunden ist. Ursprünglich favorisierte Hirsch Oak Ridge als Standort, verlegte ihn aber zum PPPL, nachdem ihn andere davon überzeugt hatten, dass sie am härtesten daran arbeiten würden, weil sie am meisten zu verlieren hätten. ⓘ

Die Begeisterung war so groß, dass zu dieser Zeit mehrere kommerzielle Projekte zur Herstellung kommerzieller Tokamaks begannen. Der bekannteste von ihnen, Bob Guccione, Herausgeber des Penthouse Magazine, lernte 1978 Robert Bussard kennen und wurde zum weltweit größten und engagiertesten Privatinvestor in die Fusionstechnologie, der schließlich 20 Millionen Dollar seines eigenen Geldes in Bussards Compact Tokamak investierte. Die Finanzierung durch die Riggs Bank führte dazu, dass dieses Projekt als Riggatron bekannt wurde. ⓘ

TFTR gewann das Rennen um den Bau und nahm 1982 den Betrieb auf, kurz darauf folgten JET im Jahr 1983 und JT-60 im Jahr 1985. JET übernahm schnell die Führung bei kritischen Experimenten und ging von Testgasen zu Deuterium und immer stärkeren "Schüssen" über. Doch schon bald wurde klar, dass keines der neuen Systeme wie erwartet funktionierte. Es traten zahlreiche neue Instabilitäten auf und eine Reihe praktischer Probleme, die die Leistung der Systeme weiterhin beeinträchtigten. Darüber hinaus traten sowohl bei TFTR als auch bei JET gefährliche "Exkursionen" des Plasmas auf, die auf die Wände des Reaktors trafen. Selbst bei einwandfreiem Betrieb blieb der Plasmaeinschluss bei Fusionstemperaturen, dem so genannten "Fusions-Tripelprodukt", weit unter dem, was für ein praktisches Reaktordesign erforderlich wäre. ⓘ

Mitte der 1980er Jahre wurden die Gründe für viele dieser Probleme klar, und es wurden verschiedene Lösungen angeboten. Diese würden jedoch die Größe und Komplexität der Anlagen erheblich steigern. Ein Nachfolgeprojekt, das diese Änderungen enthielte, wäre sowohl riesig als auch wesentlich teurer als JET oder TFTR. Eine neue Phase des Pessimismus brach auf dem Gebiet der Kernfusion an. ⓘ

ITER

Schnittdarstellung des Internationalen Thermonuklearen Versuchsreaktors (ITER), des größten Tokamaks der Welt, mit dessen Bau 2013 begonnen wurde und der im Jahr 2035 in Betrieb genommen werden soll. Er soll zeigen, dass ein praktischer Fusionsreaktor möglich ist, und wird eine Leistung von 500 Megawatt haben. Die blaue menschliche Figur am unteren Rand zeigt den Maßstab. ⓘ

Zur gleichen Zeit, als diese Experimente Probleme aufzeigten, verschwand ein Großteil der Impulse für die massive Finanzierung durch die USA; 1986 erklärte Ronald Reagan die Energiekrise der 1970er Jahre für beendet, und die Mittel für fortschrittliche Energiequellen wurden Anfang der 1980er Jahre gekürzt. ⓘ

Seit Juni 1973 gab es Überlegungen für ein internationales Reaktordesign unter dem Namen INTOR, für INternational TOkamak Reactor. Dieses Projekt war ursprünglich durch eine Vereinbarung zwischen Richard Nixon und Leonid Breschnew ins Leben gerufen worden, hatte sich aber seit der ersten echten Sitzung am 23. November 1978 nur langsam entwickelt. ⓘ

Während des Genfer Gipfels im November 1985 sprach Reagan das Thema mit Michail Gorbatschow an und schlug eine Reform der Organisation vor. "Die beiden Staatsoberhäupter betonten die potenzielle Bedeutung der Arbeiten zur Nutzung der kontrollierten Kernfusion für friedliche Zwecke und sprachen sich in diesem Zusammenhang für eine möglichst weitgehende Entwicklung der internationalen Zusammenarbeit bei der Erschließung dieser im Grunde unerschöpflichen Energiequelle zum Nutzen der gesamten Menschheit aus." ⓘ

Im folgenden Jahr wurde ein Abkommen zwischen den USA, der Sowjetunion, der Europäischen Union und Japan unterzeichnet, mit dem die Internationale Organisation für thermonukleare Versuchsreaktoren gegründet wurde. ⓘ

Die Entwurfsarbeiten begannen 1988, und seither ist der ITER-Reaktor das wichtigste Tokamak-Projekt weltweit. ⓘ

Entwurf

Magnetische Felder in einem Tokamak ⓘ

Magnetfeld und Strom im Tokamak. Dargestellt sind das toroidale Feld und die Spulen (blau), die es erzeugen, der Plasmastrom (rot) und das von ihm erzeugte poloidale Feld sowie das daraus resultierende verdrillte Feld, wenn diese übereinander gelegt werden. ⓘ

Grundlegendes Problem

Positiv geladene Ionen und negativ geladene Elektronen befinden sich in einem Fusionsplasma bei sehr hohen Temperaturen und haben entsprechend große Geschwindigkeiten. Um den Fusionsprozess aufrechtzuerhalten, müssen die Teilchen des heißen Plasmas in der zentralen Region eingeschlossen werden, sonst kühlt das Plasma schnell ab. Fusionsanlagen mit magnetischem Einschluss machen sich die Tatsache zunutze, dass geladene Teilchen in einem Magnetfeld eine Lorentzkraft erfahren und spiralförmigen Bahnen entlang der Feldlinien folgen. ⓘ

Das einfachste System des magnetischen Einschlusses ist ein Solenoid. Ein Plasma in einem Solenoid dreht sich spiralförmig um die Feldlinien, die in seinem Zentrum verlaufen, und verhindert so eine Bewegung zu den Seiten hin. Dies verhindert jedoch nicht die Bewegung zu den Enden hin. Die offensichtliche Lösung besteht darin, das Solenoid kreisförmig zu biegen und so einen Torus zu bilden. Es wurde jedoch gezeigt, dass eine solche Anordnung nicht gleichmäßig ist; aus rein geometrischen Gründen ist das Feld an der Außenkante des Torus geringer als an der Innenkante. Diese Asymmetrie führt dazu, dass die Elektronen und Ionen quer durch das Feld driften und schließlich auf die Wände des Torus treffen. ⓘ

Die Lösung besteht darin, die Linien so zu formen, dass sie nicht einfach um den Torus herumlaufen, sondern sich wie die Streifen auf einem Barbierstab oder einer Zuckerstange drehen. In einem solchen Feld befindet sich ein einzelnes Teilchen am äußeren Rand, wo es in eine Richtung driftet, z. B. nach oben, und dann, wenn es seiner magnetischen Linie um den Torus folgt, befindet es sich am inneren Rand, wo es in die andere Richtung driftet. Diese Aufhebung ist nicht perfekt, aber Berechnungen haben gezeigt, dass sie ausreicht, um den Brennstoff für eine nützliche Zeit im Reaktor zu halten. ⓘ

Tokamak-Lösung

Die beiden ersten Lösungen für ein Design mit der erforderlichen Verdrehung waren der Stellarator, bei dem der gesamte Torus durch eine mechanische Anordnung verdreht wurde, und das Z-Pinch-Design, bei dem ein elektrischer Strom durch das Plasma geleitet wurde, um ein zweites Magnetfeld am gleichen Ende zu erzeugen. In beiden Fällen wurden im Vergleich zu einem einfachen Torus bessere Einschlusszeiten erzielt, doch traten in beiden Fällen auch eine Reihe von Effekten auf, die dazu führten, dass das Plasma in nicht vertretbarem Maße aus den Reaktoren verloren ging. ⓘ

Der Tokamak ist in seinem physischen Aufbau im Wesentlichen identisch mit dem Z-Pinch-Konzept. Die wichtigste Neuerung war die Erkenntnis, dass die Instabilitäten, die den Verlust des Plasmas verursachten, kontrolliert werden konnten. Das Problem bestand darin, wie "verdreht" die Felder waren; Felder, die die Teilchen mehr als einmal pro Umlauf um den Torus mit der langen Achse nach innen und außen transportierten, waren viel stabiler als Geräte mit weniger Verdrehung. Dieses Verhältnis von Verdrehungen zu Umläufen wurde als Sicherheitsfaktor bekannt, der mit q bezeichnet wird. Frühere Geräte arbeiteten mit q etwa 1⁄3, während der Tokamak mit q >> 1 arbeitet. ⓘ

Bei genauerer Betrachtung des Problems ergibt sich die Notwendigkeit einer vertikalen (parallel zur Drehachse verlaufenden) Komponente des Magnetfelds. Die Lorentzkraft des toroidalen Plasmastroms im vertikalen Feld liefert die nach innen gerichtete Kraft, die den Plasmatorus im Gleichgewicht hält. ⓘ

Andere Probleme

Während der Tokamak das Problem der Plasmastabilität in einem groben Sinne angeht, unterliegen Plasmen auch einer Reihe von dynamischen Instabilitäten. Eine davon, die Knickinstabilität, wird durch den Aufbau des Tokamaks stark unterdrückt, ein Nebeneffekt der hohen Sicherheitsfaktoren von Tokamaks. Das Fehlen von Knickstellen ermöglichte es dem Tokamak, bei viel höheren Temperaturen zu arbeiten als frühere Maschinen, was eine Reihe neuer Phänomene zur Folge hatte. ⓘ

Eines dieser Phänomene, die Bananenbahnen, wird durch die große Bandbreite an Teilchenenergien in einem Tokamak verursacht - ein großer Teil des Brennstoffs ist heiß, aber ein bestimmter Prozentsatz ist viel kühler. Aufgrund der starken Verdrehung der Felder im Tokamak bewegen sich die Teilchen, die ihren Kraftlinien folgen, schnell zum inneren und dann zum äußeren Rand. Während sie sich nach innen bewegen, sind sie aufgrund des kleineren Radius, der das Feld konzentriert, zunehmenden Magnetfeldern ausgesetzt. Die niederenergetischen Teilchen im Brennstoff werden von diesem zunehmenden Feld reflektiert und beginnen, sich rückwärts durch den Brennstoff zu bewegen, wobei sie mit den höherenergetischen Kernen kollidieren und aus dem Plasma gestreut werden. Dieser Prozess führt dazu, dass Brennstoff aus dem Reaktor verloren geht, obwohl dieser Prozess so langsam ist, dass ein praktischer Reaktor immer noch in Reichweite ist. ⓘ

Breakeven, Q und Zündung

Eines der ersten Ziele für jede kontrollierte Fusionsanlage ist das Erreichen der Gewinnschwelle, d. h. des Punktes, an dem die durch die Fusionsreaktionen freigesetzte Energie der zur Aufrechterhaltung der Reaktion verbrauchten Energiemenge entspricht. Das Verhältnis von Ausgangs- zu Eingangsenergie wird mit Q bezeichnet, und die Gewinnschwelle entspricht einem Q von 1. Ein Q von mehr als eins ist erforderlich, damit der Reaktor Nettoenergie erzeugt, aber aus praktischen Gründen ist es wünschenswert, dass es viel höher ist. ⓘ

Sobald die Gewinnschwelle erreicht ist, führen weitere Verbesserungen des Einschlusses im Allgemeinen zu einer raschen Erhöhung von Q. Das liegt daran, dass ein Teil der Energie, die bei den Fusionsreaktionen des gebräuchlichsten Fusionsbrennstoffs, einer 50-50-Mischung aus Deuterium und Tritium, freigesetzt wird, in Form von Alphateilchen vorliegt. Diese können mit den Brennstoffkernen im Plasma kollidieren und sie aufheizen, wodurch die benötigte externe Wärme reduziert wird. An einem bestimmten Punkt, der so genannten Zündung, reicht diese interne Selbsterhitzung aus, um die Reaktion ohne externe Wärmezufuhr in Gang zu halten, was einem unendlichen Q entspricht. ⓘ

Im Fall des Tokamaks wird dieser Selbsterhitzungsprozess maximiert, wenn die Alphateilchen lange genug im Brennstoff verbleiben, um sicherzustellen, dass sie mit dem Brennstoff kollidieren. Da die Alphateilchen elektrisch geladen sind, sind sie denselben Feldern ausgesetzt, die das Brennstoffplasma einschließen. Die Zeit, die sie im Brennstoff verbringen, kann maximiert werden, indem sichergestellt wird, dass ihre Umlaufbahn im Feld innerhalb des Plasmas bleibt. Dies ist nachweislich der Fall, wenn der elektrische Strom im Plasma etwa 3 MA beträgt. ⓘ

Fortgeschrittene Tokamaks

In den frühen 1970er Jahren untersuchte man in Princeton die Anordnung der Magnete für den Einsatz von supraleitenden Hochleistungsmagneten in zukünftigen Tokamak-Konstruktionen. Sie stellten fest, dass die Anordnung der Haupttoroidspulen dazu führte, dass die Spannung zwischen den Magneten auf der Innenseite der Krümmung, wo sie näher beieinander lagen, deutlich größer war. In Anbetracht dieser Tatsache stellten sie fest, dass die Spannungskräfte innerhalb der Magnete ausgeglichen würden, wenn sie die Form eines D und nicht eines O hätten. ⓘ

Es war nicht das erste Mal, dass eine solche Anordnung in Erwägung gezogen wurde, allerdings aus ganz anderen Gründen. Der Sicherheitsfaktor variiert über die Achse der Maschine; aus rein geometrischen Gründen ist er an der Innenkante des Plasmas, die dem Zentrum der Maschine am nächsten ist, immer kleiner, weil die Längsachse dort kürzer ist. Das bedeutet, dass eine Maschine mit einem durchschnittlichen q = 2 in bestimmten Bereichen immer noch kleiner als 1 sein kann. In den 1970er Jahren wurde vorgeschlagen, dass eine Möglichkeit, dem entgegenzuwirken und ein Design mit einem höheren durchschnittlichen q zu schaffen, darin bestünde, die Magnetfelder so zu gestalten, dass das Plasma nur die äußere Hälfte des Torus ausfüllt, der von der Seite betrachtet die Form eines D oder C hat, anstatt des normalen kreisförmigen Querschnitts. ⓘ

Eine der ersten Maschinen, die ein D-förmiges Plasma enthielt, war der JET, der 1973 mit seinen Konstruktionsarbeiten begann. Diese Entscheidung wurde sowohl aus theoretischen als auch aus praktischen Gründen getroffen; da die Kraft an der Innenseite des Torus größer ist, entsteht eine große Nettokraft, die auf den gesamten Reaktor einwirkt. Die D-Form hatte außerdem den Vorteil, dass sie die Nettokraft verringerte und die gestützte Innenkante flacher machte, so dass sie leichter zu stützen war. Bei der Erkundung des allgemeinen Layouts stellte der Code fest, dass eine nicht kreisförmige Form langsam vertikal abdriften würde, was dazu führte, dass ein aktives Rückkopplungssystem hinzugefügt wurde, um sie in der Mitte zu halten. Nachdem sich JET für dieses Layout entschieden hatte, gestaltete das General Atomics Doublet III-Team die Maschine zur D-IIID mit einem D-förmigen Querschnitt um, und dieses Layout wurde auch für das japanische JT-60-Design gewählt. Seitdem hat sich dieses Layout weitgehend durchgesetzt. ⓘ

Ein Problem, das bei allen Fusionsreaktoren auftritt, ist die Tatsache, dass die Anwesenheit schwererer Elemente zu einem erhöhten Energieverlust führt und das Plasma abkühlt. Während der allerersten Entwicklung der Fusionsenergie wurde eine Lösung für dieses Problem gefunden: der Divertor, im Wesentlichen ein großes Massenspektrometer, das die schwereren Elemente aus dem Reaktor herausschleudert. Dieser Divertor war ursprünglich Teil der Stellarator-Konstruktionen, wo er leicht in die Magnetwicklungen integriert werden konnte. Die Entwicklung eines Divertors für einen Tokamak erwies sich jedoch als sehr schwieriges Designproblem. ⓘ

Ein weiteres Problem, das bei allen Fusionskonzepten auftritt, ist die Wärmebelastung, die das Plasma auf die Wand des Einschlussgefäßes ausübt. Es gibt zwar Materialien, die dieser Belastung standhalten können, doch handelt es sich dabei in der Regel um unerwünschte und teure Schwermetalle. Wenn solche Materialien bei Kollisionen mit heißen Ionen zerstäubt werden, vermischen sich ihre Atome mit dem Brennstoff und kühlen diesen rasch ab. Eine Lösung, die bei den meisten Tokamak-Konstruktionen verwendet wird, ist der Begrenzer, ein kleiner Ring aus Leichtmetall, der in die Kammer hineinragt, so dass das Plasma auf ihn trifft, bevor es auf die Wände trifft. Dadurch wurde der Begrenzer erodiert und seine Atome vermischten sich mit dem Brennstoff, aber diese leichteren Materialien verursachen weniger Störungen als die Wandmaterialien. ⓘ

Als die Reaktoren zu den D-förmigen Plasmen übergingen, wurde schnell festgestellt, dass der aus dem Plasma austretende Teilchenstrom ebenfalls geformt werden konnte. Im Laufe der Zeit führte dies zu der Idee, die Felder zu nutzen, um einen internen Divertor zu schaffen, der die schwereren Elemente aus dem Brennstoff herausschleudert, in der Regel zum Boden des Reaktors. Dort dient ein Becken mit flüssigem Lithiummetall als eine Art Begrenzer; die Partikel treffen darauf und werden schnell abgekühlt, wobei sie im Lithium verbleiben. Dieser interne Pool ist aufgrund seiner Lage viel einfacher zu kühlen, und obwohl einige Lithiumatome in das Plasma freigesetzt werden, stellt er aufgrund seiner sehr geringen Masse ein viel geringeres Problem dar als selbst die leichtesten zuvor verwendeten Metalle. ⓘ

Als die Maschinen begannen, dieses neu geformte Plasma zu erforschen, stellten sie fest, dass bestimmte Anordnungen von Feldern und Plasmaparametern manchmal in den so genannten "High Confinement Mode" oder H-Mode übergingen, der bei höheren Temperaturen und Drücken stabil funktioniert. Der Betrieb im H-Modus, der auch bei Stellaratoren zu beobachten ist, ist heute ein wichtiges Ziel bei der Konstruktion von Tokamaks. ⓘ

Schließlich wurde festgestellt, dass bei einer ungleichmäßigen Dichte des Plasmas interne elektrische Ströme entstehen würden. Dies ist als Bootstrap-Strom bekannt. Dadurch kann ein richtig konzipierter Reaktor einen Teil des internen Stroms erzeugen, der zur Verdrehung der Magnetfeldlinien benötigt wird, ohne dass er von einer externen Quelle geliefert werden muss. Dies hat eine Reihe von Vorteilen, und alle modernen Konstruktionen versuchen, einen möglichst großen Teil ihres Gesamtstroms durch den Bootstrap-Prozess zu erzeugen. ⓘ

Anfang der 1990er Jahre wurde aus der Kombination dieser und anderer Merkmale das Konzept des "fortgeschrittenen Tokamaks" entwickelt. Dieses Konzept bildet die Grundlage der modernen Forschung, einschließlich ITER. ⓘ

Plasmastörungen

Tokamaks unterliegen Ereignissen, die als "Störungen" bekannt sind und dazu führen, dass der Einschluss innerhalb von Millisekunden verloren geht. Es gibt zwei Hauptmechanismen. Bei dem einen, dem "Vertical Displacement Event" (VDE), bewegt sich das gesamte Plasma vertikal, bis es den oberen oder unteren Teil der Vakuumkammer berührt. Bei der anderen, der "großen Störung", führen langwellige, nicht achsensymmetrische magnetohydrodynamische Instabilitäten dazu, dass das Plasma in unsymmetrische Formen gezwungen wird, die oft in den oberen und unteren Teil der Kammer gequetscht werden. ⓘ

Wenn das Plasma die Gefäßwände berührt, kühlt es schnell ab, was als "thermische Abschreckung" bezeichnet wird. Bei größeren Störungen geht dies normalerweise mit einem kurzen Anstieg des Plasmastroms einher, da sich das Plasma konzentriert. Die Abschreckung führt schließlich zum Aufbrechen des Plasmagefäßes. Im Falle der großen Störung fällt der Strom wieder ab, die "Stromabschreckung". Der anfängliche Stromanstieg ist im VDE nicht zu sehen, und die thermische und die Stromabschreckung finden zur gleichen Zeit statt. In beiden Fällen wird die thermische und elektrische Belastung des Plasmas schnell auf den Reaktorbehälter übertragen, der in der Lage sein muss, diese Belastungen zu bewältigen. ITER ist für 2600 dieser Ereignisse während seiner Lebensdauer ausgelegt. ⓘ

Bei modernen Hochenergieanlagen, bei denen die Plasmaströme im ITER in der Größenordnung von 15 Megaampere liegen, ist es möglich, dass der kurzzeitige Anstieg des Stroms während einer größeren Störung eine kritische Schwelle überschreitet. Dies ist der Fall, wenn der Strom eine Kraft auf die Elektronen ausübt, die größer ist als die Reibungskräfte bei den Zusammenstößen zwischen den Teilchen im Plasma. In diesem Fall können die Elektronen rasch auf relativistische Geschwindigkeiten beschleunigt werden, wobei so genannte "Runaway-Elektronen" in der relativistischen Runaway-Elektronenlawine entstehen. Diese behalten ihre Energie selbst dann, wenn der Strom im größten Teil des Plasmas gelöscht wird. ⓘ

Wenn der Stromeinschluss schließlich zusammenbricht, folgen diese "Runaway-Elektronen" dem Weg des geringsten Widerstands und prallen auf die Seite des Reaktors. Diese können bis zu 12 Megaampere Stromstärke in einem kleinen Bereich erreichen, was weit über die Möglichkeiten jeder mechanischen Lösung hinausgeht. In einem berühmten Fall kam es im Tokamak de Fontenay aux Roses zu einer größeren Störung, bei der die durchgebrannten Elektronen ein Loch in die Vakuumkammer brannten. ⓘ

Die Häufigkeit größerer Störungen in laufenden Tokamaks war schon immer recht hoch und lag in der Größenordnung von einigen Prozent der Gesamtzahl der Schüsse. In den derzeit betriebenen Tokamaks sind die Schäden oft groß, aber selten dramatisch. Beim ITER-Tokamak wird davon ausgegangen, dass eine begrenzte Anzahl größerer Störungen die Kammer endgültig beschädigen wird, ohne dass die Möglichkeit besteht, die Anlage wiederherzustellen. Die Entwicklung von Systemen, die den Auswirkungen von durchgebrannten Elektronen entgegenwirken, gilt als unverzichtbare Technologie für den Betrieb des ITER. ⓘ

Eine große Amplitude der zentralen Stromdichte kann auch zu internen Unterbrechungen oder Sägezähnen führen, die im Allgemeinen nicht zum Abbruch der Entladung führen. ⓘ

Plasmaerwärmung

In einem in Betrieb befindlichen Fusionsreaktor dient ein Teil der erzeugten Energie zur Aufrechterhaltung der Plasmatemperatur, wenn frisches Deuterium und Tritium zugeführt wird. Beim Anfahren eines Reaktors, entweder zu Beginn oder nach einer vorübergehenden Abschaltung, muss das Plasma jedoch auf seine Betriebstemperatur von mehr als 10 keV (über 100 Millionen Grad Celsius) aufgeheizt werden. Bei den derzeitigen Tokamak-Experimenten (und anderen Magnetfusionsexperimenten) wird nicht genügend Fusionsenergie erzeugt, um die Plasmatemperatur aufrechtzuerhalten, so dass eine konstante externe Heizung erforderlich ist. Chinesische Forscher errichteten 2006 den Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST), von dem man annimmt, dass er ein 100 Millionen Grad Celsius heißes Plasma aufrechterhalten kann (die Sonne hat eine Temperatur von 15 Millionen Grad Celsius), das laut dem letzten in EAST durchgeführten Test (Test im November 2018) erforderlich ist, um die Fusion zwischen Wasserstoffatomen einzuleiten. ⓘ

Ohmsche Erwärmung ~ induktiver Modus

Da das Plasma ein elektrischer Leiter ist, ist es möglich, das Plasma zu erwärmen, indem man einen Strom durch es hindurch induziert; der induzierte Strom, der den größten Teil des poloidalen Feldes liefert, ist auch eine Hauptquelle der anfänglichen Erwärmung. ⓘ

Die durch den induzierten Strom hervorgerufene Erwärmung wird als ohmsche (oder ohmsche) Erwärmung bezeichnet; es handelt sich um die gleiche Art von Erwärmung, die in einer Glühbirne oder in einem elektrischen Heizgerät auftritt. Die erzeugte Wärme hängt vom Widerstand des Plasmas und der Menge des durchfließenden elektrischen Stroms ab. Je höher die Temperatur des erhitzten Plasmas ist, desto geringer ist der Widerstand und desto weniger wirksam ist die ohmsche Heizung. Es scheint, dass die maximale Plasmatemperatur, die durch ohmsche Heizung in einem Tokamak erreicht werden kann, bei 20-30 Millionen Grad Celsius liegt. Um noch höhere Temperaturen zu erreichen, müssen zusätzliche Heizmethoden eingesetzt werden. ⓘ

Der Strom wird induziert, indem der Strom durch eine elektromagnetische Wicklung, die mit dem Plasmatorus verbunden ist, kontinuierlich erhöht wird: Das Plasma kann als Sekundärwicklung eines Transformators betrachtet werden. Es handelt sich dabei um einen gepulsten Prozess, da der Strom durch die Primärwicklung begrenzt ist (außerdem gibt es andere Beschränkungen für lange Pulse). Tokamaks müssen daher entweder für kurze Zeiträume betrieben werden oder sich auf andere Mittel zur Heizung und Stromerzeugung stützen. ⓘ

Magnetische Kompression

Ein Gas kann durch plötzliche Kompression erhitzt werden. Auf die gleiche Weise wird die Temperatur eines Plasmas erhöht, wenn es durch eine Erhöhung des einschließenden Magnetfeldes schnell komprimiert wird. In einem Tokamak wird diese Kompression einfach dadurch erreicht, dass das Plasma in einen Bereich mit höherem Magnetfeld (d. h. radial nach innen) bewegt wird. Da die Plasmakompression die Ionen näher zusammenbringt, hat der Prozess den zusätzlichen Vorteil, dass er das Erreichen der für einen Fusionsreaktor erforderlichen Dichte erleichtert. ⓘ

Die magnetische Kompression war ein Forschungsgebiet in der frühen "Tokamak-Stampede" und diente dem Zweck eines der wichtigsten Designs, des ATC. Das Konzept ist seitdem nicht mehr weit verbreitet, obwohl ein ähnliches Konzept Teil des General Fusion Designs ist. ⓘ

Neutralstrahl-Injektion

Bei der Neutralstrahlinjektion werden hochenergetische (sich schnell bewegende) Atome oder Moleküle in ein ohmsch aufgeheiztes, magnetisch begrenztes Plasma innerhalb des Tokamaks eingebracht. ⓘ

Die hochenergetischen Atome entstehen als Ionen in einer Lichtbogenkammer, bevor sie durch ein Hochspannungsgitter extrahiert werden. Der Begriff "Ionenquelle" bezeichnet im Allgemeinen die Baugruppe, die aus einem Satz elektronenemittierender Glühfäden, einem Lichtbogenkammervolumen und einem Satz von Extraktionsgittern besteht. Ein zweites, ähnlich konzipiertes Gerät wird verwendet, um Elektronen separat auf dieselbe Energie zu beschleunigen. Aufgrund der viel geringeren Masse der Elektronen ist diese Vorrichtung viel kleiner als ihr Gegenstück für Ionen. Die beiden Strahlen kreuzen sich dann, wo die Ionen und Elektronen wieder zu neutralen Atomen rekombinieren und sich durch die Magnetfelder bewegen können. ⓘ

Sobald der neutrale Strahl in den Tokamak eintritt, kommt es zu Wechselwirkungen mit den Hauptplasma-Ionen. Dies hat zwei Auswirkungen. Zum einen werden die injizierten Atome reionisiert und geladen, wodurch sie im Reaktor gefangen werden und zur Brennstoffmasse beitragen. Zum anderen werden die Atome durch Stöße mit dem restlichen Brennstoff ionisiert, wobei diese Stöße Energie in den Brennstoff einspeisen und ihn erhitzen. ⓘ

Diese Form der Erwärmung hat im Gegensatz zur ohmschen Methode keine inhärente Energie- (Temperatur-) Begrenzung, aber ihre Geschwindigkeit ist durch den Strom in den Injektoren begrenzt. Die Extraktionsspannungen der Ionenquellen liegen in der Regel in der Größenordnung von 50-100 kV, und für ITER werden negative Hochspannungs-Ionenquellen (-1 MV) entwickelt. Die ITER-Neutralstrahl-Testanlage in Padua wird die erste ITER-Anlage sein, die in Betrieb genommen wird. ⓘ

Die Neutralstrahlinjektion wird in erster Linie zur Plasmaerwärmung eingesetzt, kann aber auch als Diagnoseinstrument und zur Rückkopplungskontrolle verwendet werden, indem ein gepulster Strahl erzeugt wird, der aus einer Reihe kurzer 2-10 ms langer Strahlblitze besteht. Deuterium ist der Hauptbrennstoff für Neutralstrahl-Heizsysteme; Wasserstoff und Helium werden manchmal für ausgewählte Experimente verwendet. ⓘ

Hochfrequenzheizung

Satz von Hyperfrequenzröhren (84 GHz und 118 GHz) für die Plasmaheizung durch Elektronenzyklotronwellen am Tokamak à Configuration Variable (TCV). Mit freundlicher Genehmigung des SPC-EPFL. ⓘ

Hochfrequente elektromagnetische Wellen werden von Oszillatoren (oft von Gyrotrons oder Klystrons) außerhalb des Torus erzeugt. Wenn die Wellen die richtige Frequenz (oder Wellenlänge) und Polarisation haben, kann ihre Energie auf die geladenen Teilchen im Plasma übertragen werden, die ihrerseits mit anderen Plasmateilchen zusammenstoßen und so die Temperatur des Gesamtplasmas erhöhen. Es gibt verschiedene Techniken, darunter die Elektronenzyklotronresonanzheizung (ECRH) und die Ionenzyklotronresonanzheizung. Diese Energie wird in der Regel durch Mikrowellen übertragen. ⓘ

Teilcheninventar

Die Plasmaentladungen in der Tokamak-Vakuumkammer bestehen aus energiereichen Ionen und Atomen, und die Energie dieser Teilchen erreicht schließlich durch Strahlung, Kollisionen oder fehlenden Einschluss die Innenwand der Kammer. Die Innenwand der Kammer ist wassergekühlt, und die Wärme der Teilchen wird durch Wärmeleitung durch die Wand zum Wasser und durch Konvektion des erhitzten Wassers zu einem externen Kühlsystem abgeführt. ⓘ

Turbomolekular- oder Diffusionspumpen ermöglichen die Evakuierung von Teilchen aus dem Hauptvolumen, und kryogene Pumpen, die aus einer mit flüssigem Helium gekühlten Oberfläche bestehen, dienen der effektiven Kontrolle der Dichte in der gesamten Entladung, indem sie eine Energiesenke für die auftretende Kondensation bieten. Wenn die Fusionsreaktionen richtig ablaufen, werden große Mengen hochenergetischer Neutronen erzeugt. Da die Neutronen elektrisch neutral und relativ winzig sind, werden sie weder von den Magnetfeldern noch von der umgebenden Vakuumkammer besonders stark behindert. ⓘ

Der Neutronenfluss wird durch eine speziell angefertigte Neutronenabschirmung, die den Tokamak in alle Richtungen umgibt, erheblich reduziert. Die Materialien für die Abschirmung sind unterschiedlich, bestehen aber im Allgemeinen aus Atomen, die der Größe der Neutronen nahe kommen, da sie die Neutronen und ihre Energie am besten absorbieren können. Gut geeignet sind Materialien, die viel Wasserstoff enthalten, wie Wasser und Kunststoffe. Boratome sind ebenfalls gute Absorber für Neutronen. So sind mit Bor dotierter Beton und Polyethylen preiswerte Materialien zur Neutronenabschirmung. ⓘ

Einmal freigesetzt, hat das Neutron eine relativ kurze Halbwertszeit von etwa 10 Minuten, bevor es unter Abgabe von Energie in ein Proton und ein Elektron zerfällt. Wenn es an der Zeit ist, einen Reaktor auf Tokamak-Basis zur Stromerzeugung zu nutzen, würde ein Teil der im Fusionsprozess erzeugten Neutronen von einer Flüssigmetalldecke absorbiert und ihre kinetische Energie in Wärmeübertragungsprozessen genutzt, um schließlich einen Generator anzutreiben. ⓘ

Experimentelle Tokamaks

Derzeit in Betrieb

(in chronologischer Reihenfolge des Betriebsbeginns) ⓘ

Der Tokamak à Variable Konfiguration ⓘ

• 1960s: TM1-MH (seit 1977 als Castor; seit 2007 als Golem) in Prag, Tschechische Republik. Seit Anfang der 1960er Jahre im Kurchatov-Institut in Betrieb, wurde 1977 in Castor umbenannt und in das IPP CAS in Prag verlegt. Im Jahr 2007 wurde es an die FNSPE, Tschechische Technische Universität in Prag verlegt und in Golem umbenannt.
• 1975: T-10, im Kurtschatow-Institut, Moskau, Russland (ehemalige Sowjetunion); 2 MW
• 1983: Joint European Torus (JET), in Culham, Vereinigtes Königreich
• 1986: DIII-D, in San Diego, Vereinigte Staaten; seit Ende der 1980er Jahre von General Atomics betrieben
• 1987: STOR-M, University of Saskatchewan, Kanada; sein Vorgänger, STOR1-M aus dem Jahr 1983, wurde für die erste Demonstration von Wechselstrom in einem Tokamak verwendet.
• 1988: Tore Supra, aber 2016 in WEST umbenannt, beim CEA, Cadarache, Frankreich
• 1989: Aditya, am Institut für Plasmaforschung (IPR) in Gujarat, Indien
• 1989: COMPASS, in Prag, Tschechische Republik; in Betrieb seit 2008, zuvor von 1989 bis 1999 in Culham, Vereinigtes Königreich betrieben
• 1990: FTU, in Frascati, Italien
• 1991: ISTTOK, im Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear, Lissabon, Portugal ⓘ

Außenansicht des NSTX-Reaktors ⓘ

• 1991: ASDEX Upgrade, in Garching, Deutschland
• 1992: H-1NF (H-1 National Plasma Fusion Research Facility) auf der Grundlage der H-1 Heliac-Anlage, die von der Plasmaphysikgruppe der Australian National University gebaut wurde und seit 1992 in Betrieb ist
• 1992: Tokamak à configuration variable (TCV), an der EPFL, Schweiz
• 1993: HBT-EP Tokamak, an der Columbia University in New York City, USA
• 1994: TCABR, an der Universität von São Paulo, São Paulo, Brasilien; dieser Tokamak wurde vom Swiss Plasma Center in der Schweiz transferiert
• 1995: HT-7, am Institut für Plasmaphysik, Hefei, China
• 1996: Pegasus Toroidal Experiment an der Universität von Wisconsin-Madison; in Betrieb seit Ende der 1990er Jahre
• 1999: NSTX in Princeton, New Jersey
• 1999: Globus-M im Ioffe-Institut, Sankt Petersburg, Russland
• 2000: ETE am Nationalen Institut für Weltraumforschung, São Paulo, Brasilien
• 2002: HL-2A, in Chengdu, China
• 2006: EAST (HT-7U), in Hefei, an den Hefei Institutes of Physical Science, China (ITER-Mitglied)
• 2007: QUEST, in Fukuoka, JAPAN https://www.triam.kyushu-u.ac.jp/QUEST_HP/suben/history.html
• 2008: KSTAR, in Daejon, Südkorea (ITER-Mitglied)
• 2010: JT-60SA, in Naka, Japan (ITER-Mitglied); eine Weiterentwicklung des JT-60.
• 2012: Medusa CR, in Cartago, am Costa Rica Institute of Technology, Costa Rica
• 2012: SST-1, in Gandhinagar, am Institut für Plasmaforschung, Indien (ITER-Mitglied)
• 2012: IR-T1, Islamische Azad Universität, Zweigstelle Wissenschaft und Forschung, Teheran, Iran
• 2015: ST25-HTS bei Tokamak Energy Ltd in Culham, Vereinigtes Königreich
• 2017: KTM - eine experimentelle thermonukleare Anlage für die Erforschung und Prüfung von Materialien unter Energiebelastungsbedingungen in der Nähe von ITER und zukünftigen Energie-Fusionsreaktoren, Kasachstan
• 2018: ST40 bei Tokamak Energy Ltd in Oxford, Vereinigtes Königreich
• 2020: HL-2M China National Nuclear Corporation und das Southwestern Institute of Physics, China
• 2020: MAST Upgrade, in Culham, Vereinigtes Königreich ⓘ

Zuvor betrieben

Der Kontrollraum des Tokamaks Alcator C im MIT Plasma Science and Fusion Center, etwa 1982-1983. ⓘ

• 1960s: T-3 und T-4, im Kurtschatow-Institut, Moskau, Russland (früher Sowjetunion); T-4 wurde 1968 in Betrieb genommen.
• 1963: LT-1, die Plasmaphysikgruppe der Australian National University baute eine Vorrichtung zur Erforschung toroidaler Konfigurationen und entdeckte unabhängig davon das Tokamak-Layout
• 1970: Stellarator C wird als Symmetrischer Tokamak im Mai am PPPL wiedereröffnet
• 1971-1980: Texas Turbulent Tokamak, Universität von Texas in Austin, USA
• 1972: Der adiabatische Toroidal-Kompressor wird am PPPL in Betrieb genommen
• 1973-1976: Tokamak de Fontenay aux Roses (TFR), in der Nähe von Paris, Frankreich
• 1973-1979: Alcator A, MIT, USA
• 1975: Princeton Large Torus nimmt am PPPL den Betrieb auf
• 1978-1987: Alcator C, MIT, USA
• 1978-2013: TEXTOR, in Jülich, Deutschland
• 1979-1998: MT-1 Tokamak, Budapest, Ungarn (gebaut im Kurchatov-Institut, Russland, 1979 nach Ungarn transportiert, 1991 als MT-1M wiederaufgebaut)
• 1980-1990: Tokoloshe Tokamak, Atomenergiebehörde, Südafrika
• 1980-2004: TEXT/TEXT-U, Universität von Texas in Austin, USA
• 1982-1997: TFTR, Princeton Universität, USA
• 1983-2000: Novillo Tokamak, am Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, in Mexiko-Stadt, Mexiko
• 1984-1992: HL-1 Tokamak, in Chengdu, China
• 1985-2010: JT-60, in Naka, Präfektur Ibaraki, Japan; (wird 2015-2018 zum Super, Advanced Modell aufgerüstet)
• 1987-1999: Tokamak de Varennes; Varennes, Kanada; betrieben von Hydro-Québec und genutzt von Forschern des Institut de recherche en électricité du Québec (IREQ) und des Institut national de la recherche scientifique (INRS)
• 1988-2005: T-15, im Kurchatov-Institut, Moskau, Russland (ehemalige Sowjetunion); 10 MW
• 1991-1998: START, in Culham, Vereinigtes Königreich
• 1990er-2001: COMPASS, in Culham, Vereinigtes Königreich
• 1994-2001: HL-1M Tokamak, in Chengdu, China
• 1999-2006: UCLA Electric Tokamak, in Los Angeles, USA
• 1999-2014: MAST, in Culham, Vereinigtes Königreich
• 1992-2016: Alcator C-Mod, MIT, Cambridge, USA ⓘ

Geplant

ITER, derzeit im Bau, wird der mit Abstand größte Tokamak sein. ⓘ

• ITER, internationales Projekt in Cadarache, Frankreich; 500 MW; Baubeginn 2010, erstes Plasma wird für 2025 erwartet. Voraussichtlich 2035 voll betriebsbereit.
• DEMO; 2000 MW, Dauerbetrieb, an das Stromnetz angeschlossen. Geplanter Nachfolger von ITER; Baubeginn nach vorläufigem Zeitplan 2024.
• CFETR, auch bekannt als "China Fusion Engineering Test Reactor"; 200 MW; Chinesischer Fusionsreaktor der nächsten Generation, ist eine neue Tokamak-Anlage.
• K-DEMO in Südkorea; 2200-3000 MW, eine Netto-Stromerzeugung in der Größenordnung von 500 MW ist geplant; der Bau soll bis 2037 erfolgen. ⓘ

Entwicklungsgeschichte

Gegen Mitte des 20. Jahrhunderts begann die erfolgreiche Entwicklung der zivilen Nutzung der Kernenergie und auch die Testexplosionen von Wasserstoffbomben verliefen wie geplant. In den 1950er Jahren begannen Physiker, die Möglichkeiten einer Energiegewinnung aus der kontrollierten Kernfusionsreaktion von Wasserstoff-Isotopen zu erforschen. Die Teilchen müssen dazu ein extrem heißes Plasma bilden, in dem bei bestimmten Bedingungen (siehe Lawson-Kriterium) die thermonukleare Reaktion selbsterhaltend abläuft. ⓘ

Beim Einschluss des heißen Plasmas in ein klassisches Gefäß würde das Plasma sofort auskühlen. Um einen Abstand von der Gefäßwand herzustellen, ist die Lorentzkraft geeignet, mit der durch magnetische Felder eine Kraft auf bewegte geladene Teilchen ausgeübt werden kann (siehe auch Fusion mittels magnetischen Einschlusses). ⓘ

Konzept

Erzeugung des Plasmastroms (Stromtrieb)

Das Funktionsprinzip wird im Folgenden mit einem Transformator verglichen. Das Plasma kann als Sekundärwicklung eines Transformators wirken. Als Primärwicklung wirkt eine zentrale „Poloidal“-Feldspule im Torus-Zentrum, ergänzt durch weitere, koaxial mit dem Torus gelegene Ringspulen. Dieses Verfahren, den Plasmastrom durch elektromagnetische Induktion zu erzeugen, kann allerdings wie bei jedem Transformator keinen Dauerstrom liefern, da man den Primärstrom nicht ständig steigern kann, der Transformatorhub also begrenzt ist. Von Zeit zu Zeit muss der Primärstrom abgeschaltet werden; der Plasmaeinschluss geht während der Pause verloren, die Kernfusion setzt aus und muss danach neu „gezündet“ werden. Ein solcher Tokamak arbeitet also nicht kontinuierlich, sondern gepulst. Für große Tokamaks wie ITER rechnet man mit Pulsdauern der Größenordnung 15 Minuten. Der Pulsbetrieb wäre für Leistungsreaktoren nur eine Notlösung, denn die großen Kräfte, die die Feldspulen aufeinander ausüben, würden dabei als Wechsellasten auftreten, die Strukturteile also besonders stark beanspruchen. ⓘ

Deshalb wird an anderen Techniken zum Erzeugen und Aufrechterhalten des Plasmastroms geforscht. In Frage kommen vor allem die Neutralteilcheninjektion, die zugleich auch zur Plasmaheizung dient (siehe unten), sowie die Einstrahlung elektromagnetischer Wellen der sogenannten unteren Hybridfrequenz. Man hofft, mit diesen zusätzlichen Stromtriebmethoden einen kontinuierlichen Betrieb von Tokamak-Kraftwerksreaktoren zu erreichen. ⓘ

Aufheizen des Plasmas

Im Fusionsreaktor wird ein Teil der Reaktionsenergie, hauptsächlich die Rückstoßenergie, das Plasma heizen und die Energieverluste zur Wand ausgleichen. Dieser Zustand des „Brennens“ setzt bei Tokamaks wegen der geringen Dichte und Energieeinschlusszeit erst bei über 10 keV (über 100 Millionen °C) ein und muss für jeden neuen Puls (s. o.) zunächst auf andere Weise erreicht werden. ⓘ

Mischformen zwischen den beiden Konzepten

Viele physikalische und technische Fragestellungen sind für Tokamak und Stellarator ähnlich. Es gibt zudem Mischformen zwischen den beiden Konzepten, die Gegenstand aktueller Forschung sind: Seitens der Tokamak-Entwicklung wird untersucht, inwieweit zusätzliche äußere Magnetfeldspulen mit helikal–stellaratorartiger Symmetrie helfen können, unerwünschte Instabilitäten am Plasmarand zu unterdrücken oder zu verringern. Diese Plasmarand-Instabilitäten, sogenannte ELMs (Edge Localized Modes), lassen kurzfristig heißes Plasma aus der äußersten Schicht des eingeschlossenen Plasmas auf die Plasmawand und den Divertor prallen, was wegen der hohen Leistungsdichte zu Schädigungen führen kann. Um sie zu unterdrücken, reichen anscheinend schon relativ geringe Magnetfelder aus; das Gesamtsystem ist daher trotzdem im Wesentlichen ein Tokamak. ⓘ

Seitens des Stellarators erlauben sogenannte quasi-toroidale Magnetfeldgeometrien, einen Teil der benötigten Verdrillung der Feldlinien über den vom Druckgradienten des Plasmas selbst getriebenen Strom zu erzeugen. Dies wäre ähnlich einem Tokamak. ⓘ