Die eerste probleem is stralingsverlies van vinnig gelaaide deeltjies uit plasma. Twee tipes straling is belangrik - elektron-ioon -brehmstrahlungstraling en elektronsiklotronstraling. Vir 'n fusietoestel om selfonderhoudend te wees, moet die krag wat deur die fusiereaksie geproduseer word, groter wees as die krag wat deur straling vermors word. Daar kan beraam word dat as die ioongetalletigtheid van 'n deuteriumplasma by 'n temperatuur van 3.5 x 10^ ⁹ K 1.4 x 10^ ²¹ m⁻³ is , dan is die geproduseerde kragdigtheid ^~ 4 x 10 ^{^7} watt m⁻³ ^. Die krag wat in 'n identiese situasie uitgestraal word, is ongeveer 1.6 x 10^ ^{7 watt} m⁻³ ^, dit is 'n redelik groot fraksie van die geproduseerde krag. Die onsuiwerhede in die plasmagas veroorsaak verhoogde stralingsverlies, en as die plasma sterk besoedel is, kan dit selfs lei tot 'n skielike verlies van plasma-inperking: bekend as ontwrigting.

Die tweede probleem hou verband met die onstabiliteit binne die plasma. Selfs al word die plasma binne die torus vasgeknyp as gevolg van 'n poloïdale veld, ontstaan ​​die onstabiliteit in die vasgeknypte kolom om die volgende rede: 'n effense buiging van die plasma kan binne die kolom wees. As gevolg hiervan word die veldlyne binne die buiging saamgedruk en buite geskei. Dit lei tot 'n verhoogde magnetiese druk binne die buiging, wat die kolom verder buig. Dit skep die plasma-onstabiliteit. Dit is: Knik, Wors, Rayleigh-Taylor, Tweestroom, ens. Om dit verder te verstaan, kan lesers deur die literatuur blaai. ^x

Volledige oplossing van die onstabiliteitsprobleem en die bereiking van absolute ewewig is nog nie bereik nie. Dit is 'n onderwerp van magnetohidrodinamika en baie navorsing is aan die gang.

Die volgende uitgawe vir 'n suksesvolle ontwerp van 'n tokamak is behoorlike verhitting van die plasma. Verskillende benaderings van plasmaverhittingsprosesse is reeds in lesing 6 bespreek. Hier sal ons kortliks bespreek wat die prosedures is wat gebruik word vir die verhitting van plasma in 'n tokamak. Uit Lawson-kriterium is gesien dat om energie uit termonukleêre samesmelting te produseer, 'n temperatuur van 10 tot 20 keV of hoër vereis word. Om hierdie hoë temperature ('n paar honderd miljoen grade) te bereik, is dit nodig om die plasma te verhit. Die verhittingsmeganismes wat gewoonlik in tokamak gebruik word, is

1. 1. Ohmiese verwarming gebaseer op Joule-effek, wat reeds vroeër bespreek is.

1. 1. Verhitting, deur inspuiting van hoogs energieke neutrale deeltjies gevolg deur botsings met plasma. 'n Neutrale inspuiter bestaan ​​uit 'n ioonbron, 'n versneller en 'n neutraliseerder. Om hul energie in die plasmakern te deponeer, moet die bundeldeeltjie 'n groot hoeveelheid energie gegee word. Vir positiewe deuteriumione is energie van tot 100 keV haalbaar vir neutralisasie, anders moet negatiewe deuteriumione gebruik word, wat beter neutralisasiedoeltreffendheid het. Hulle is egter moeiliker om te skep op die vlak van ioonbron, maar het beter neutraliseringsdoeltreffendheid.

1. Verhitting deur radiofrekwensiegolwe, wat in die beginsel van resonansie werk soos in vroeëre lesing bespreek is.

Nou gaan ek die status van verskeie tokamak-masjiene en die verbetering van ontwerp van tyd tot tyd bespreek.

Tans is die tokamaks, wat in werking is

1. 1. TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor), VSA

1. 1. T-10 en T-15, Rusland

1. 1. JT, Japan

1. JET (Joint European Torus), Engeland.

Ander masjiene wat onder navorsing of bedryf is, is, NET (Next European Torus); FER (Fusie-eksperimentele reaktor, Japan); INTOR (Internasionale Tokamak-reaktor). Tans beplan 'n groot gemeenskap onder Internasionale Atoomenergie-agentskap (IAEA) om Internasionale Tokamak Eksperimentele Reaktor (ITER) te ontwikkel. Dit is 'n gesamentlike internasionale navorsings- en ontwikkelingsprojek wat daarop gemik is om die wetenskaplike en tegniese uitvoerbaarheid van samesmeltingskrag te demonstreer. Die vennote in die projek – die ITER-partye – is die Europese Unie (verteenwoordig deur EURATOM); Japan; die Volksrepubliek van China; Indië; die Republiek van Korea; die Russiese Federasie; en die VSA. ITER sal in Europa, by Cadarache in die suide van Frankryk, gebou word. In Indië is 'n volwaardige tokamak-navorsing in 1989 begin met die ingebruikneming van ADITYA by Institute of Plasma Research, Gujrat. Tans, met die vooruitgang van supergeleidende bestendige toestand-tokamak, het 'n aansienlike verbetering van die werkverrigting van die masjien plaasgevind.