El tokamak COMPASS (derivado de COMPact ASSembly) en Praga [1] [2] [3] es la principal instalación experimental del departamento de Tokamak del Instituto de Física del Plasma de la Academia Checa de Ciencias desde 2006. [4] Fue diseñado en el 1980 en el British Culham Science Center como un centro de investigación flexibles dedicada principalmente a estudios de física del plasma en circulares y en forma de D plasmas .
Tipo de dispositivo | Tokamak |
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Localización | Praga , República Checa |
Afiliación | Academia Checa de Ciencias |
Especificaciones técnicas | |
Radio mayor | 0,56 m (1 pie 10 pulgadas) |
Radio menor | 0,23 m (9,1 pulgadas) |
Campo magnético | 0,9-2,1 T (9.000-21.000 G) |
Poder de calefacción | 2 × 0,3 MW |
Duración de la descarga | 0,5 s (pulsado) |
Corriente de plasma | 360 kA |
Historia | |
Año (s) de funcionamiento | 1992-2002 (en el Reino Unido ) 2006-presente |
Enlaces | |
Sitio web | BRÚJULA Tokamak |
Otros enlaces |
Historia
El primer plasma en COMPASS "se descompuso" en 1989 en un recipiente de vacío en forma de C , es decir, en un recipiente más simple con una sección transversal circular. Siguieron experimentos pioneros, incluidos, por ejemplo, las pruebas relevantes de ITER de corrección de campo magnético con bobinas de sillín para experimentos de perturbaciones magnéticas resonantes (RMP) o experimentos con impulsión de corriente no inductiva en plasma.
La operación de tokamak se reinició con un recipiente de vacío en forma de D en 1992. Se logró el modo de operación con alto confinamiento de plasma ( modo H ), que representa una operación de referencia ("escenario estándar") para el ITER tokamak. El tokamak COMPASS con su tamaño (radio principal de 0,6 my altura de la embarcación de aproximadamente 0,7 m) se ubica entre los tokamaks más pequeños capaces de operar en modo H. Es importante destacar que, debido a su tamaño y forma, los plasmas COMPASS corresponden a una décima parte (en la escala lineal) de los plasmas ITER. En la actualidad, además de COMPASS, solo hay dos tokamaks operativos en Europa con una configuración similar a ITER capaces de funcionar con el alto confinamiento de plasma. Es el Joint European Torus (JET) y el tokamak alemán ASDEX Upgrade ( Institut für Plasmaphysik , Garching , Alemania). JET es el dispositivo experimental de este tipo más grande del mundo.
En 2002, científicos británicos iniciaron una investigación alternativa sobre un tokamak MAST esférico más grande . El funcionamiento de COMPASS se interrumpió debido a la insuficiencia de recursos para el funcionamiento de ambos tokamaks, sin embargo, el programa de investigación previsto para el último tokamak no se concluyó. Debido a sus oportunidades importantes y no completamente aprovechadas - y, en particular, debido a su relevancia directa para el proyecto ITER - la Comisión Europea y UKAEA ofrecieron la instalación de forma gratuita al Instituto de Física del Plasma AS CR en Praga en otoño de 2004 El instituto de Praga ha estado coordinando la investigación en fusión termonuclear en la República Checa en el marco de EURATOM desde 1999. El equipo de físicos del instituto tiene una larga experiencia en este campo de investigación, incluida la operación de un pequeño tokamak CASTOR. La Comisión Europea ha declarado que el instituto es plenamente competente para operar el tokamak COMPASS.
Parámetros del tokamak COMPASS
Parámetros | Valores [5] | Valores después de la actualización planificada en 2021 [6] |
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Radio mayor R | 0,56 metros | 0,84 metros |
Radio menor a | 0,23 metros | 0,28 metros |
Corriente de plasma I p (máx.) | 360 kA | 2 MA |
Campo magnético B T | 0,9 toneladas - 2,1 toneladas | 5 T |
Presión de vacío | 1 × 10 −6 Pa | |
Alargamiento | 1.8 | |
Forma de plasma | D, SND, elíptica, circular | |
Longitud de pulso (máx.) | ~ 0,5 s | 5 s |
Calentamiento de haz P NBI 40 keV | 2 × 0,3 MW | 4-5 MW |
Ver también
Referencias
- ↑ Pánek, R .; O. Bilyková; V. Fuchs; M. Hron; P. Chráska; P. Pavlo; J. Stöckel; J. Urban; V. Weinzettl; J. Zajac; F. Žáček (2006). "Reinstalación del tokamak COMPASS-D en IPP ASCR". Revista checoslovaca de física . 56 (2): 125-137. Código Bibliográfico : 2006CzJPh..56B.125P . doi : 10.1007 / s10582-006-0188-1 . ISSN 1572-9486 . S2CID 53056977 .
- ^ Weinzettl, V .; R. Panek; M. Hron; J. Stockel; F. Zacek; J. Havlicek; P. Bilkova; DINaydenkova; P. Hacek; J.Zajac; R.Dejarnac; J. Horacek; J. Adamek; J. Mlynar; F. Janky; M. Aftanas; P. Bohm; J. Brotankova; D. Sestak; I. Duran; R. Melich; D. Jares; J. Ghosh; G. Anda; G. Veres; A. Szappanos; S. Zoletnik; M. Berta; VF Shevchenko; R. Scannell; M. Walsh; HW Müller; V. Igochine; A. Silva; M. Manso; R. Gomes; Tsv. Popov; D. Sarychev; VK Kiselov; S. Nanobashvili (2011). "Resumen de los diagnósticos COMPASS". Ingeniería y Diseño de Fusión . 86 (6–8): 1224–1231. doi : 10.1016 / j.fusengdes.2010.12.024 .
- ^ Panek, R .; J. Adamek; M. Aftanas; P. Bilkova; P. Böhm; F. Brochard; P. Cahyna; J. Cavalier; R.Dejarnac; M. Dimitrova; O. Grover; J. Harrison; P. Hacek; J. Havlicek; A. Havranek; J. Horacek; M. Hron; M. Imrisek; F. Janky; A. Kirk; M. Komm; K. Kovarik; J. Krbec; L. Kripner; T. Markovic; K. Mitosinkova; J. Mlynar; D. Naydenkova; M. Peterka; J. Seidl; J. Stöckel; E. Stefanikova; M. Tomes; J. Urban; P. Vondracek; M. Varavin; J. Varju; V. Weinzettl; J. Zajac (2015). "Estado del tokamak COMPASS y caracterización del primer modo H" . Plasma Phys. Control. Fusion . 58 (1): 014015. Código Bibliográfico : 2016PPCF ... 58a4015P . doi : 10.1088 / 0741-3335 / 58/1/014015 .
- ^ "Tokamak" . www.ipp.cas.cz . Consultado el 25 de junio de 2020 .
- ^ COMPASS en el Instituto de Física del Plasma de CAS
- ^ "Actualización BRÚJULA en el Instituto de Física del Plasma de CAS" .
enlaces externos
- Fusión magnética en la República Checa
- Sistema de diagnóstico en COMPASS
https://iopscience.iop.org/article/10.1088/0741-3335/58/1/014015