Tokamak เป็นอุปกรณ์ที่ใช้สนามแม่เหล็กรูปวงห่วงยาง (อังกฤษ: toroidal magnetic field หรือ torus) ในการเก็บกักพลาสม่า เพื่อให้บรรลุความสมดุลของพลาสม่าที่มีความเสถียร ต้องใช้เส้นสนามแม่เหล็กที่เคลื่อนที่ไปรอบๆวงทอรัสในรูปเกลียว สนามรูปเกลียวดังกล่าวสามารถสร้างขึ้นโดยเพิ่มสนามแบบ toroid (เดินทางไปรอบทอรัสเป็นวงกลม) และสนาม poloid (เดินทางเป็นวงกลมตั้งฉากกับสนาม toroid) ใน tokamak สนาม toroid ผลิตโดยแม่เหล็กไฟฟ้าที่ล้อมรอบทอรัส และสนาม poloid เป็นผลมาจากกระแสไฟฟ้า toroid ที่ไหลภายในพลาสม่า กระแสนี้จะถูกเหนี่ยวนำภายในพลาสม่าด้วยแม่เหล็กไฟฟ้าชุดที่สอง
Tokamak เป็นหนึ่งในหลายประเภทของอุปกรณ์การเก็บกักพลาสมาด้วยสนามแม่เหล็กและเป็นหนึ่งในตัวเลือกในการวิจัยมากที่สุดในการผลิตพลังงานฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์ที่ควบคุมได้ สนามแม่เหล็กถูกใช้เป็นตัวเก็บกักพลาสมาเนื่องจากไม่มีวัสดุใดที่แข็งแกร่งพอที่จะสามารถทนต่ออุณหภูมิที่สูงมากของพลาสม่าได้ ทางเลือกอย่างหนึ่งแทนการใช้ tokamak คือ en:stellarator
Tokamak ถูกคิดค้นในปี 1950s โดยนักฟิสิกส์ชาวโซเวียต อิกอร์ Tamm และ อันเดรย์ ซาคารอฟ โดยแรงบันดาลใจจากความคิดเดิมของ โอเล็ก Lavrentiev
Tokamak เป็นคำทับศัพท์ภาษารัสเซียของคำว่า ??????? เป็นตัวย่อของทั้ง "???????????? ?????? ? ?????????? ?????????" (toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami) หมายถึง ห้องรูป toroid ที่มีขดลวดแม่เหล็ก หรือ "???????????? ?????? ? ?????????? ????????? ?????" (toroidal'naya kamera s aksial'nym magnitnym polem) หมายถึงห้องรูป toroid ที่มีแกนสนามแม่เหล็ก
แม้ว่าการวิจัยนิวเคลียร์ฟิวชั่นจะเริ่มไม่นานหลังสงครามโลกครั้งที่สอง โปรแกรมในประเทศต่างๆ ในตอนแรกจะเป็นความลับ มันไม่ได้ถูกเปิดเผยจนกระทั่งการประชุมระหว่างประเทศของยูเอ็นในปี 1955 ในเรื่องการใช้พลังงานปรมาณูในทางสันติในเจนีวา โดยโปรแกรมเหล่านั้นถูกปลดออกจากชั้นความลับและความร่วมมือทางวิทยาศาสตร์ระหว่างประเทศได้นำการวิจัยมาใช้
การวิจัยเชิงทดลองของระบบ tokamak เริ่มต้นในปี 1956 ในสถาบัน Kurchatov กรุงมอสโกโดยกลุ่มนักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตที่นำโดย เลฟ Artsimovich กลุ่มนี้ได้สร้าง tokamaks ชุดแรก ที่ประสบความสำเร็จมากที่สุดเป็นรุ่น T-3 และรุ่น T-4 ทีใหญ่กว่า รุ่น T-4 ได้รับการทดสอบในปี 1968 ใน Novosibirsk ทำปฏิกิริยาฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์แบบ quasistationary ครั้งแรก
ในปี 1968 ในการประชุมระหว่างประเทศเรื่องพลาสมาฟิสิกส์และการวิจัยนิวเคลียร์ฟิวชั่นที่ควบคุมได้ของหน่วยงานพลังงานอะตอมระหว่างประเทศ (อังกฤษ: International Atomic Energy Agency (IAEA)) ครั้งที่สาม ที่ Novosibirsk นักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตได้ประกาศว่าพวกเขาได้ประสบความสำเร็จในอุณหภูมิอิเล็กตรอนที่มากกว่า 1000 electronV ในอุปกรณ์ tokamak นักวิทยาศาสตร์ชาวอังกฤษและอเมริกันได้พบกับข่าวนี้ด้วยความสงสัย เพราะพวกเขาอยู่ไกลจากการเข้าถึงมาตรฐานอันนั้น พวกเขายังคงน่าสงสัยจนกระทั่งการทดสอบแสงเลเซอร์แบบกระจาย (อังกฤษ: laser scattering tests) ได้ยืนยันผลการวิจัยในปีต่อมา
บทความนี้ อาจจะทำให้เกิดความสับสนหรือไม่ชัดเจนให้กับผู้อ่าน โปรดช่วยเราชี้แจงบทความ; ข้อเสนอแนะที่อาจจะพบได้ในหน้าพูดคุย (มกราคม 2014)
ไอออนที่มีประจุบวกและประจุลบ และอิเล็กตรอนที่มีประจุลบในพลาสม่าฟิวชั่นอยู่ในอุณหภูมิที่สูงมากและมีความเร็วสูงที่คล้องจองกัน. เพื่อรักษากระบวนการฟิวชั่นให้ต่อเนื่อง, อนุภาคจากพลาสม่าร้อน จะต้องถูกเก็บกักไว้ในภาคกลาง มิฉะนั้นพลาสม่าจะเย็นลงอย่างรวดเร็ว. อุปกรณ์ที่เก็บกักฟิวชั่นด้วยสนามแม่เหล็กจะใช้ประโยชน์จากความจริงที่ว่าอนุภาคที่มีประจุในสนามแม่เหล็กจะประสบกับแรงลอเรนซ์ (อังกฤษ: Lorentz force) และเดินตามเส้นทางที่เป็นเกลียวไปตามเส้นสนามแม่เหล็ก.
อุปกรณ์การวิจัยในช่วงต้นของฟิวชั่นเป็นตัวแปรบน en:Z-pinch และใช้กระแสไฟฟ้าเพื่อสร้างสนามแม่เหล็ก poloid ที่จะมีพลาสม่าตามแกนเชิงเส้นตรงระหว่างสองจุด. นักวิจัยค้นพบว่าสนาม toroidal ธรรมดา, ในที่ซึ่งเส้นสนามแม่เหล็กวิ่งในวงกลมรอบแกนสมมาตร, จะเก็บกักพลาสม่าแทบจะไม่ได้ดีกว่าไม่มีสนามเลย. สิ่งนี้สามารถเข้าใจได้โดยดูที่วงโคจรของอนุภาคแต่ละอนุภาค. อนุภาคไม่เพียงแต่เป็นเกลียวรอบเส้นสนามเท่านั้น, พวกมันยังลอยข้ามสนามอีกด้วย. เนื่องจากสนาม toroid จะโค้งและลดความแข็งแรงลงในเมื่อย้ายออกจากแกนของการหมุน, ไอออนและอิเล็กตรอนจะเคลื่อนที่ขนานไปกับแกน, แต่ในทิศทางตรงข้าม. การแยกของประจุจะนำไปสู่??สนามไฟฟ้าและการกระจายเพิ่มขึ้น, ในกรณีนี้ ออกไปด้านนอก (ออกจากแกนของการหมุน) สำหรับทั้งไอออนและอิเล็กตรอน. หรือ พลาสม่าสามารถถูกมองว่าเป็น ทอรัสของของเหลวที่มีสนามแม่เหล็กแช่แข็งอยู่ด้านใน. ความดันพลาสม่าทำให้เกิดแรงที่มีแนวโน้มที่จะขยายทอรัส. สนามแม่เหล็กนอกพลาสม่าไม่สามารถป้องกันการขยายตัวนี้. พลาสม่าเพียง เลื่อนไประหว่างเส้นสนามทั้งหลาย.
สำหรับพลาสม่า toroid ที่จะถูกเก็บกักอย่างมีประสิทธิภาพโดยสนามแม่เหล็ก, จะต้องมีการบิด ของเส้นสนาม. จากนั้นจะไม่มีท่อของฟลักซ์ที่เพียงแค่ล้อมรอบแกน, แต่, ถ้ามีความสมมาตร เพียงพอในพื้นผิวของฟลักซ์ที่บิด. บางส่วนของพลาสม่าพื้นผิวของฟลักซ์จะเป็นด้านนอก (รัศมี เมเจอร์ที่ใหญ่กว่าหรือ "ด้านที่มีสนามนัอย") ของทอรัสและจะลอยไปยังพื้นผิวฟลักซ์อื่นๆไกลออกไปจากแกนวงกลมของทอรัส. ส่วนอื่นๆของพลาสม่าในพื้นผิวของฟลักซ์จะอยู่บนภายใน(รัศมีเมเจอร์เล็กกว่า หรือ "ด้านสนามมาก"). เนื่องจาก บางส่วนของดริฟท์ออกนอกจะถูกชดเชยโดยดริฟท์เข้าในบนพื้นผิวของฟลักซ์เดียวกัน, มีสมดุลแบบ macroscopic ที่มีการเก็บกักที่ปรับปรุงแล้วดีขึ้นมาก. อีกวิธีหนึ่งเพื่อมองไปที่ผลกระทบของการบิดเส้นสนามก็คือว่า สนามไฟฟ้าระหว่างด้านบนและด้านล่างของทอรัส, ซึ่งมีแนวโน้มที่จะทำให้เกิดการดริฟท์ออกนอก, จะถูกตัดออกเพราะว่า ขณะนี้มีการเชื่อมต่อเส้นสนามด้านบนกับด้านล่าง.
เมื่อปัญหาได้รับการพิจารณาอย่างใกล้ชิดมากยิ่งขึ้น, ก็เห็นความจำเป็นที่จะต้องมีส่วนประกอบแนวดิ่ง (ขนานกับแกนของการหมุน) ของสนามแม่เหล็ก. Lorentz force ของกระแสพลาสม่า toroid ในด้านแนวดิ่งทำให้เกิดแรงเข้าด้านในที่จะรักษาความสมดุลของพลาสม่าทอรัส
อุปกรณ์นี้ที่กระแส toroid ขนาดใหญ่ถูกจัดตั้งขึ้น (15 เมกะแอมป์ใน ITER) ทนทุกข์ทรมานจากปัญหาพื้นฐานของความมั่นคง. วิวัฒนาการไม่เชิงเส้นของความไม่เสถียรแบบ magnetohydrodynamical นำไปสู่การดับอย่างน่าสงสารของกระแสพลาสม่าในช่วงเวลาที่สั้นมาก, มีหน่วยเป็นมิลลิวินาที. อิเล็กตรอนพลังสูงจะถูกสร้างขึ้น (อิเล็กตรอนหนี) และการสูญเสีย ทั่วโลกของการเก็บกักได้เกิดขึ้นในที่สุด. พลังงานสูงมากถูกฝากเอาไว้บนพื้นที่ขนาดเล็ก. ปรากฏการณ์นี้เรียกว่าการหยุดชะงักที่สำคัญ. การหยุดชะงักที่สำคัญในการดำเนินงานของ tokamaks ได้เกิดขึ้นค่อนข้างบ่อยเสมอ, เป็นสองสามเปอร์เซ็นต์ของจำนวนรวมของภาพ. ในการดำเนินการอยู่ในขณะนี้ของ tokamaks, ความเสียหายมักจะมีขนาดใหญ่ แต่ไม่ค่อยน่าสงสาร. ใน tokamak ของ ITER เป็นที่คาดหวังว่า การเกิดขึ้นของจำนวนที่จำกัดของการหยุดชะงักที่สำคัญจะเกิดความเสียหายกับห้อง ที่ไม่มีความเป็นไปได้ที่จะฟื้นฟูอุปกรณ์[ไม่แน่ใจ – พูดคุย][page needed].
ในเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่นที่ใช้ทำงาน, ส่วนของพลังงานที่ถูกสร้างขึ้นจะถูกใช้เพื่อรักษาอุณหภูมิของพลาสม่าเมื่อดิวเทอเรียมและทริเทียมสดถูกนำมาใช้. อย่างไรก็ตาม ในการสตาร์ทเครื่องปฏิกรณ์, ทั้งในตอนต้นหรือหลังจากปิดตัวชั่วคราว, พลาสม่าจะต้องถูกทำให้ร้อนที่อุณหภูมิทำงานของมันที่มากกว่า 10 kiloelectronV (กว่า 100 ล้านองศาเซลเซียส). ใน tokamak และการทดลองฟิวชั่นแม่เหล็กอื่นๆในปัจจุบัน, พลังงานฟิวชั่นที่ถูกผลิตขึ้นจะไม่เพียงพอสำหรับการรักษาระดับอุณหภูมิของพลาสม่า
เนื่องจากพลาสม่าเป็นตัวนำไฟฟ้า, มันก็เป็นไปได้ที่จะให้ความร้อนพลาสมาโดยเหนี่ยวนำกระแสให้ไหลผ่านตัวมัน; ในความเป็นจริง, กระแสเหนี่ยวนำที่จะให้ความร้อนกับพลาสมามักจะสร้างสนาม poloid เป็นส่วนใหญ่. กระแสถูกเหนี่ยวนำโดยเพิ่มกระแสอย่างช้าๆผ่านขดลวดแม่เหล็กไฟฟ้าที่เชื่อมโยงกับพลาสม่าทอรัส: นั่นคือพลาสม่าสามารถถูกมองได้ว่าเป็นขดลวดที่สองของหม้อแปลงไฟฟ้า. นี้เป็นเนื้อแท้ของกระบวนการสร้างชีพจรเพราะกระแสผ่านขดลวดไพรมารีถูกจำกัด(ยังมีข้อจำกัดอื่นๆในชีพจรยาว). Tokamaks จึงต้องดำเนินการอย่างใดอย่างหนึ่งในระยะเวลาอันสั้นหรือพึ่งพาวิธีการอื่นในการให้ความร้อนและกระแสไดรฟ์. การให้ความร้อนโดยกระแสเหนี่ยวนำเรียกว่า ohmic (หรือต้านทาน), มันเป็นชนิดเดียวกันกับความร้อนที่เกิดขึ้นในหลอดไฟฟ้าแสงสว่างหรือในเครื่องทำความร้อนไฟฟ้า. ความร้อนที่เกิดขึ้นขึ้นอยู่กับ ความต้านทานของพลาสม่าและปริมาณของกระแสไฟฟ้าที่วิ่งผ่านตัวมัน. แต่ในขณะที่อุณหภูมิของพลาสมาที่ถูกทำให้ร้อนเพิ่มขึ้น, ความต้านทานจะลดลงและความร้อนแบบ ohmic จะมีประสิทธิผลน้อยลง. ปรากฏว่า อุณหภูมิพลาสมาสูงสุดที่สามารถบรรลุได้ด้วยความร้อนแบบ ohmic ใน tokamak เป็นถึง 20-30 ล้านองศาเซลเซียส. เพื่อให้ได้อุณหภูมิที่นิ่ง, ต้องใช้วิธีการให้ความร้อนเพิ่มเติม
การฉีดลำแสงที่เป็นกลางเกี่ยวข้องกับการฉีดอะตอมพลังงานสูง (เคลื่อนที่รวดเร็ว) เข้าไปในพลาสม่าที่ถูกเก็บกักไว้ด้วยแม่เหล็กในที่ซึ่งพลาสมาถูกทำให้ร้อนแบบ ohmic. อะตอมจะแตกตัวเป็นไอออนเมื่อพวกมันเคลื่อนผ่านพลาสม่าและติดกับดักโดยสนามแม่เหล็ก. จากนั้น ไอออนพลังงานสูงจะโอนบางส่วนของพลังงานของพวกมันไปที่อนุภาคพลาสม่าในการชนซ้ำ, ซึ่งเป็นการเพิ่มอุณหภูมิของพลาสม่า
ก๊าซสามารถถูกทำให้ร้อนโดยบีบอัดอย่างฉับพลัน. ในลักษณะเดียวกับ, อุณหภูมิของพลาสมาจะเพิ่มขึ้นถ้ามีการบีบอัดอย่างรวดเร็วโดยเพิ่มสนามแม่เหล็กที่ใช้เก็บกัก. ในระบบของ tokamak การบีบอัดนี้จะประสบความสำเร็จได้ง่ายโดยย้ายพลาสม่าเข้าไปในภูมิภาค ของสนามแม่เหล็กที่สูงขึ้น(เช่นเข้าสู่ศูนย์กลาง). เนื่องจากการบีบอัดพลาสม่าจะนำไอออนเข้ามาใกล้กัน, กระบวนการมีประโยชน์เพิ่มเติมของการอำนวยความสะดวกในความสำเร็จของความหนาแน่นที่จำเป็นสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่น
คลื่นแม่เหล็กไฟฟ้าความถี่สูงจะถูกสร้างโดย ออสซิลเลเตอร์ (มักจะโดย gyrotrons หรือ klystrons) ด้านนอกของทอรัส. ถ้าคลื่นมีความถี่(หรือความยาวคลื่น)ที่ถูกต้องและเกิด polarization, พลังงานของมันสามารถถูกถ่ายโอนไปยังอนุภาคที่ถูกประจุในพลาสมา, ซึ่งจะชนกับอนุภาคพลาสม่าอื่นๆ, ซึ่งจะเป็นการเพิ่มอุณหภูมิของพลาสม่าขนาดใหญ่. เทคนิคต่างๆที่มีอยู่ รวมทั้งการให้ความร้อนแบบ electron cyclotron resonance (ECRH) และ ion cyclotron resonance. พลังงานนี้จะถูกโอนโดยไมโครเวฟ
ปฏิกิริยาฟิวชันในพลาสม่าที่หมุนวนรอบเครื่องปฏิกรณ์ tokamak จะผลิตนิวตรอนพลังงานสูงจำนวนมาก. นิวตรอนเหล่านี้, เป็นกลางทางไฟฟ้า, จะไม่ถูกยึดอยู่ในกระแสของพลาสม่าโดยแม่เหล็ก toroid อีกต่อไปและจะดำเนินการต่อจนกระทั่งถูกหยุดโดยผนังด้านในของ tokamak" นี้เป็นข้อได้เปรียบที่ใหญ่ของเครื่องปฏิกรณ์ tokamak เนื่องจาก นิวตรอนอิสระเหล่านี้ให้วิธีการง่ายๆที่จะดึงความร้อนออกจากกระแสพลาสม่า; นี้เป็นวิธีการที่เครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่นจะสร้างพลังงานที่สามารถใช้งานได้. ผนังด้านในของ tokamak จะต้องมีการระบายความร้อน เพราะนิวตรอนเหล่านี้ให้พลังงานมากพอที่จะละลายผนังของเครื่องปฏิกรณ์. ระบบ cryogenic ถูกใช้ในการป้องกันการสูญเสียความร้อนจาก แม่เหล็กตัวนำยิ่งยวด. ส่วนใหญ่แล้ว ฮีเลียมเหลวและ ไนโตรเจนเหลวจะถูกใช้เป็นสารทำความเย็น. แผ่นเซรามิกที่ถูกออกแบบมาเป็นพิเศษเพื่อทนต่ออุณหภูมิที่สูงจะยังถูกวางอยู่บนผนัง ภายในเครื่องปฏิกรณ์เพื่อป้องกันแม่เหล็กและตัวเครื่องปฏิกรณ์เอง
