Перегляд вихідного коду сторінки Токамак

[[Файл:KSTAR tokamak.jpg|міні|праворуч|300пкс|Токамак [[KSTAR]], [[Південна Корея]]]]

'''Токама́к'''&nbsp;— [[Тор (геометрія)|тороїдальна]] установка для [[магнітне утримання плазми|магнітного утримання плазми]]. Пристрій призначено для здійснення реакції [[Ядерний синтез|термоядерного синтезу]] в високотемпературній [[плазма (агрегатний стан)|плазмі]] в квазістаціонарному режимі, при цьому плазма утворюється в тороїдальній камері і її стабілізує [[магнітне поле]]. Енергія, що виділяється під час цієї реакції, повинна перевищити енергію, що витрачається для формування плазми і запуску реакції.

== Історія ==

=== Передісторія ===
[[Термоядерна реакція|Термоядерні реакції]], або реакції [[Термоядерний синтез|термоядерного синтезу]] (злиття [[Ядро атома|ядер]]), були відкриті ще у 30-х роках ХХ сторіччя. Такі реакції є екзотермічними, тобто відбуваються з величезним виділенням енергії. Дослідження в галузі термоядерного синтезу розпочались невдовзі після закінчення [[Друга світова війна|Другої світової війни]], хоча у більшості країн такі програми проходили під грифом «секретно». Лише у [[1955]] році на Міжнародній конференції з питань мирного використання атомної енергії [[ООН]] в [[Женева|Женеві]] такі програми були розсекречені і це дало змогу розпочати міжнародну наукову співпрацю у цій галузі.

=== Походження терміна ===
Сам термін у початковому його варіанті звучав як «токамаг» і був утворений із початкової фрази «тороїдальна камера магнітна» ({{lang-ru|'''ТО'''роидальная '''КА'''мера '''МАГ'''нитная}}), яку вчені використовували для означення винаходу. Авторство цього терміна приписують науковцеві [[Головін Ігор Миколайович|Ігореві Миколайовичу Головіну]], учневі [[Курчатов Ігор Васильович|Курчатова]]. Пізніше термін трансформувався в «токамак», що розшифровувалось як «тороїдальна камера з магнітними котушками» ({{lang-ru|'''ТО'''роидальная '''КА'''мера с '''МА'''гнитными '''К'''атушками}}). Саме в такому вигляді термін був запозичений усіма мовами світу.

=== Перші розробки ===
[[Файл:1987 CPA 5891.jpg|міні|200пкс|Термоядерна система Токамак, поштова марка [[Союз Радянських Соціалістичних Республік|СРСР]] 1987 року.]]

Найперші розробки, які послужили поштовхом для створення установок типу «токамак», були проведені в [[СРСР]]. [[1950]] року фізик [[Лаврентьєв Олег Олександрович|Олег Лаврентьєв]] запропонував не лише ідею використання керованого термоядерного синтезу в промислових масштабах як нове, надійне та перспективне джерело для виробництва електроенергії, але й розробив конкретну схему з використанням [[Теплова ізоляція|термоізоляції]] високотемпературної [[Плазма (агрегатний стан)|плазми]] [[Електричне поле|електричним полем]]. Ця робота дала початок радянським дослідженням в галузі [[Керований термоядерний синтез|керованого термоядерного синтезу]]. 

Схема майбутньої установки «токамак» була модернізована в 1950-х радянськими фізиками [[Тамм Ігор Євгенович|Ігорем Таммом]] та [[Сахаров Андрій Дмитрович|Андрієм Сахаровим]], які розробили теоретичну основу [[Термоядерний реактор|термоядерного реактора]], в якому плазма набуває [[Тор (геометрія)|тороїдальної форми]] та утримується магнітним полем.

Перший токамак під назвою Т-1 споруджено [[1955]] року в СРСР в [[Курчатовський інститут|Інституті атомної енергії]]. Авторами основних фізико-технічних ідей установки були вчені Н. А. Явлінський, І. М. Головін, [[Арцимович Лев Андрійович|Лев Арцимович]]. За рік запрацював ще один токамак Т-2, який містив прототипи більшості функціональних елементів майбутніх установок. Після цих подій упродовж більш ніж десятиліття токамаки існували лише в СРСР, а світові розробки в цій галузі знаходились далеко позаду. 

За десять років безперервних напружених досліджень та вдосконалень цього пристрою досягнуто вагомого прогресу у плазмових параметрах токамаків. Справжнім проривом в технології стала заява радянських вчених на Третій міжнародній конференції МАГАТЕ з питань фізики плазми та дослідження керованого термоядерного синтезу в [[Новосибірськ]]у [[1968]] року. Вони оголосили, що в своєму токамаку Т-3, спорудженому в [[Курчатовський інститут|Курчатовському інституті]], досягли температури плазми 0,5 К[[еВ]], та концентрації плазми ~ 5х10<sup>19</sup> м<sup>-3</sup>. Виміряний енергетичний час утримання становив близько 20 мілісекунд, що більш ніж на порядок перевищувало загальноприйняті на ті часи прогнози. Така заява викликала недовіру з боку британських та американських вчених, розробки котрих були далекими від подібних результатів. Сумніви розвіялись лише після того, як результати були підтверджені за допомогою тестів з використанням лазерного розсіювання, що були проведені кілька років пізніше.

=== Друге покоління токамаків. Світова практика ===
Хоча роботи у сфері керованого термоядерного синтезу почали проводитись кількома країнами ще із [[1956]] року, коли під час візиту [[Хрущов Микита Сергійович|Микити Хрущова]] до Великої Британії [[Курчатов Ігор Васильович|Ігор Васильович Курчатов]] повідомив про проведення цих робіт в СРСР, але переважно уся активність і досягнення в цій галузі належали радянським вченим. Справжнього розвитку технологія набрала з моменту публічного оголошення у 1968 році вражаючих результатів роботи радянського токамака Т-3. Саме тоді розпочався активний розвиток цього напрямку і в інших країнах світу. В 1970-ті роки у світі були споруджені токамаки наступного за Т-3 покоління: Т-7, Т-10, Т-11 ([[СРСР]]), PLT та DIII-D ([[США]]), ASDEX ([[Німеччина]]), TFR ([[Франція]]), JFT-2 ([[Японія]]) та ін.

На токамаках цього покоління розроблено методи додаткового нагріву плазми, [[інжекція]] нейтральних атомів, електронний та іонний циклотронний нагрів, різноманітні діагностики плазми та розроблені системи керування плазмою. Внаслідок цього у токамаках другого покоління були отримані значні параметри плазми: температура в кілька КеВ, густини плазми, що перевищували 10<sup>20</sup> м<sup>-3</sup> <ref name="Токамак">[http://termoyadsintez.narod.ru/tokamak/tokamak.htm Термоядерная энергетика. Теория, практика, проблемы, решения]</ref>. Окрім того, токамак отримав додатковий, принципово важливий для реактора елемент – [[дивертор]].

У процесі розвитку технології токамаків, [[1960-ті|1960-х роках]] було продемонстровано, що за допомогою самого лише нагріву за рахунок пропускання струму ([[омічний нагрів|омічного нагріву]]) неможливо довести плазму до термоядерних температур. Найприроднішім шляхом підвищення енергомісткості плазми здавався метод зовнішньої інжекції швидких нейтральних часток (атомів), але лише у 1970-х роках було досягнуто необхідного технічного рівня та поставлено реальні експерименти з використанням інжекторів.

В середині [[1970-ті|70-х років]] на токамаку PLT в [[Пристонська лабораторія фізики плазми|Принстонській лабораторії фізики плазми]] (США) за допомогою пучків швидких нейтральних атомів була отримана плазма з температурою 60 млн градусів. Трохи пізніше в радянському токамаку Т-10 температура плазми була піднята до 90 млн градусів. На першому у світі токамаку з надпровідною магнітною системою Т-7 (СРСР) була продемонстрована можливість неіндуктивної підтримки струму в плазмовому шнурі, що відкрило шлях до радикального збільшення тривалості робочого циклу.

=== Третє покоління токамаків ===
[[Файл:TFTR 1989.jpg|міні|ліворуч|300пкс|Токамак TFTR в Принстонській лабораторії фізики плазми (1989)]]

На початку [[1980-ті|80-х років]] було введено в експлуатацію третє покоління токамаків – установок з великим радіусом [[Тор (геометрія)|тора]] (2-3 м) та плазмовим струмом в декілька МА. Було споруджено п’ять таких установок: [[JET]] ([[Велика Британія]]), [[Tore Supra]] ([[Франція]]), [[JT60-U]] ([[Японія]]), [[TFTR]] ([[США]]), та [[Т-15 (реактор)|Т-15]] ([[СРСР]]). Основним фізичним завданням механізмів цього покоління було дослідження утримання плазми з термоядерними параметрами, уточнення граничних параметрів плазми, накопичення досвіду роботи з дивертором, та ін. До технологічних завдань входило: розробка надпровідних магнітних систем, що можуть створювати поле з індукцією до 5 [[Тесла|Тл]] у великих об’ємах, розробка систем для роботи з тритієм, накопичення досвіду зняття високих потоків тепла в диверторі, розробка систем для дистанційного збирання/розбирання внутрішніх вузлів установки, вдосконалення діагностики плазми, та ін.

В [[1990-ті|90-ті роки]] родина пасток для [[утримання плазми]] поповнилась новою модифікацією — [[Сферичний токамак|сферичними токамаками]]. В порівнянні з традиційними, вони відрізняються лише однією конструктивною особливістю — меншим (не більше 2) аспектним співвідношенням, тобто співвідношенням великого та малого радіусів плазмового шнура. Цей геометричний нюанс має дуже важливі для токамаків наслідки. Для утримання та збереження стійкості плазмового шнура магнітний тиск в сферичних токамаках можна понизити приблизно у 10 разів у порівнянні з традиційними токамаками. В свою чергу це дає змогу у декілька разів зменшити [[Магнітна індукція|магнітну індукцію]] та загальну вартість установки, при цьому зберігаючи основні плазмо-фізичні параметри. Ця особливість дає сферичним токамакам шанс стати лідерами серед [[Замкнута магнітна пастка|замкнутих магнітних пасток]].

=== Токамаки сьогодні ===
Перше десятиліття [[XXI століття|21 сторіччя]] можна охарактеризувати як завершальний етап доби експериментальних токамаків перед появою промислових термоядерних реакторів. Найбільші з існуючих установок містять в собі майже усі функціональні та технологічні системи майбутнього реактора. На 2019 рік функціонує понад 100 установок типу токамак.

[[2006]] року вчені Ісламського відкритого університету [[Тегеран]]а повідомили, що оволоділи технологією термоядерного синтезу за допомогою установки типу «токамак»<ref>[http://www.rbc.ua/ukr/top/show/prezident_irana_my_stali_yadernoy_derzhavoy_1144821373/ Президент Ірану: Ми стали ядерною державою] {{ref-uk}}</ref>.

[[2010]] року президент [[Курчатовський інститут|Курчатовського інституту]] (РФ) Євген Вєліхов заявив що російські та казахські вчені отримали першу плазму на токамаку в казахстанському місті [[Курчатов (Казахстан)|Курчатові]]<ref>[http://www.rian.ru/science/20100906/272814830.html На токамаке в Казахстане получили плазму] {{ref-ru}}</ref>.

На 2020 рік в Китаї заплановано відкриття токамаку HL-2M. Перший такий проєкт Південно-західний університет КНР створив 1984 року. Це частина [[Міжнародний експериментальний термоядерний реактор|ITER]] («Міжнародний термоядерний експериментальний реактор»), який планується відкрити до 2025 року у Франції<ref>{{Cite web|title=2020 року в Китаї увімкнуть «штучне сонце» токамак|url=https://tokar.ua/read/38699|website=[[Tokar.ua]]|date=2019-12-04|accessdate=2019-12-04|last=|first=|publisher=|language=}} {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20191204173224/https://tokar.ua/read/38699 |date=2019-12-04 }}</ref>.

Наприкінці грудня 2020 року корейський токамак [[KSTAR]] спромігся утримувати речовини з температурою близько 100 мільйонів градусів стабільними впродовж 20 секунд. До 2025 року вчені планують збільшити цей час до 5 хвилин<ref>{{Cite web|title=Корейський токамак KSTAR оновив рекорд утримання плазми — ISEF в Україні|url=https://isef.in.ua/news/science/korejskij-tokamak-kstar-onoviv-rekord-utrimannya-plazmi.html|website=isef.in.ua|accessdate=2020-12-28|url-status=dead}}</ref>.

На початку 2022 року група китайських вчених повідомила, що 30 грудня 2021 року їм вдалось втримати плазму температурою близько 120 мільйонів градусів Цельсія протягом 1056 секунд. Експеримент відбувався на установці EAST (HT-7U) Інституту фізики плазми Китайської академії наук<ref>{{cite web
 | url = https://phys.org/news/2022-01-chinese-tokamak-facility-million-degree-seconds.html
 | title = Chinese tokamak facility achieves 120-million-degree C for 1,056 seconds
 | publisher = Phys.org
 | author = Bob Yirka
 | date = 2022-01-05
}}</ref>.

Історичний момент був зафіксований на корейському термоядерному реакторі, відомого як Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) під час експериментів в період з грудня 2023 по лютий 2024 року, коли вчені змогли підтримувати температуру в 100 млн °C протягом 48 секунд, у той час як температура в ядрі Сонця складає близько 15 млн °C<ref>[https://t4.com.ua/science/korejskyj-reaktor-u-perevyshhyv-temperaturu-sonczya-u-7-raziv/ Корейський реактор перевищив температуру сонячного ядра у 7 разів. // Автор: Андрій Неволін. 31.03.2024]</ref>.

=== Перспективи ===
Установка типу «токамак» вважається найперспективнішим пристроєм для здійснення керованого термоядерного синтезу. Саме тому як наступний етап розвитку технології планується насамперед створення наступного покоління токамаків, у яких можна досягти синтезу, що самопідтримується.

== Принцип роботи ==
[[Файл:Tokamak principle.JPG|міні|праворуч|300пкс|Принцип роботи реактора типу «токамак»]]

Токамак за своїм принципом є електрофізичною установкою, основним призначенням якого є формування плазми (тобто розігрів газу до 100 млн градусів), досягнення її високої густини та досягнення її тривалого збереження в чітко визначеному об'ємі. Це дозволить здійснити термоядерну реакцію синтезу ядер гелію з вихідної сировини, ізотопів водню (дейтерію і тритію). У ході реакції повинна виділитись енергія, що значно перевищує енергію, витрачену на формування плазми. 

Токамак по своїй суті має вигляд тора: тороїдальна [[вакуумна камера]], на яку намотаний провідник, що формує тороїдальне магнітне поле. Основне магнітне поле в камері-пастці, що містить гарячу плазму, утворюється тороїдальними магнітними котушками. Значну роль в утриманні плазми відіграє плазмовий струм, що протікає уздовж кругового плазмового шнура і створює магнітне поле спеціальної конфігурації.

У диференціально-геометричних термінах електромагнітне поле <math>E</math> є 1-формою на <math>\mathbb{R}^{3},</math> а магнітне поле <math>B</math> - це 2-форма. З рівнянь Максвела слідує, що 2-форма (максвелівський тензор поля) <math>\omega=B+cdt\land E</math> замкнена у просторі Мінковського <math>\mathbb{R}^{4}.</math> Притаманна більшості класичних задач просторова симетрія поля тягне за собою виродження відповідної 2-форми <math>\omega.</math> 

Силові лінії тороїдального магнітного поля є квазіперіодичними обмотками торів, які неортогональні силовим лініям вихоревого електричного поля, які представляють собою паралелі торів. Таким чином,

<math>sgrad(t)=-\frac{H}{c(E,H)},\quad\quad\{t,f\}=-\frac{(H,grad(f))}{c(E,H)}.</math>

Функція <math>f(x,y,z)</math> евклідової відстані від точки <math>(x,y,z)</math> до осі тороїдальної камери реактора є інтегралом поля <math>sgrad(t),</math> де <math>t</math> - час. Так виникає інтегровувана гамільтонова система <math>sgrad(t),</math> інтегральні траєкторії якої співпадають із силовими лініями тороїдального магнітного поля, а тори Ліувіля розшаровують тороїдальну камеру. [[Відображення Пуанкаре]], визначене на будь-якому меридіальному диску, називається tokamap<ref>{{Cite book|title=Зотьев Дмитрий Борисович - Симплектические многообразия с контактными особенностями.|last=|first=|year=|publisher=|location=|pages=|language=|isbn=}}</ref><ref>{{Cite book|title=R. Balescu, M. Vlad, and F. Spineanu - Tokamap: A Hamiltonian twist map for magnetic field lines in a toroidal geometry.|last=|first=|year=|publisher=|location=|pages=|language=|isbn=}}</ref>.

<br />

{{Експерт|розділ|брак технічних деталей або опису технології чи процесу}}

=== Безперервний режим роботи ===
У цей час установки токамак працюють в імпульсному режимі. Тривалість імпульсів визначається енергією, яка запасена в індукторі, що підтримує струм в плазмі. Нещодавно в низці країн отримані перші результати з безіндукційного збудження струму в токамаках. З цією метою в плазму вводять електромагнітні хвилі певної частоти, які викликають впорядкований рух електронів вздовж магнітного поля. Експерименти на установках Т-7, PLT і JFT-II свідчать про перспективність такого способу збудження струму. Дослідження в цьому напрямку дозволять в найближчому майбутньому визначити можливості системи безіндукційної підтримки струму в реакторі протягом тривалого часу.

== Токамаки у світі ==

=== Діючі токамаки світу ===
{| class="wikitable sortable" width="100%"
|-
! Токамак !! Країна !! Місто !! Установа !! Запуск
|-
| '''T-10''' ||[[Росія]]|| [[Москва]] || [[Курчатовський інститут]] || [[1975]]
|-
| '''TEXTOR''' ({{lang-en|Tokamak Experiment for Technology Oriented Research}}) || [[Німеччина]] || [[Юліх]] || Інститут енергетичних досліджень (IEF) || [[1978]]
|-
| '''Туман-3М''' ||[[Росія]]
|| [[Санкт-Петербург]] ||[[Фізико-технічний інститут імені А. Ф. Йоффе РАН|Фізико-технічний інститут РАН]]||[[1980]]
|-
| '''EGYPTOR''' || [[Єгипет]] || [[Каїр]] ||  || [[1982]]
|-
| '''[[Joint European Torus|JET]]''' ({{lang-en|Joint European Torus}}) || [[Велика Британія]] || [[Калем]] || [[Європейська спільнота з атомної енергії|Євратом]] || [[1983]]
|-
| '''Novillo Tokamak''' || [[Мексика]] || [[Мехіко]] || Національний інститут ядерних досліджень || [[1983]]
|-
| '''T-11M''' ||[[Росія]]
|| [[Троїцьк (Московська область)|Троїцьк]] || Троїцький інститут інноваційних та термоядерних досліджень (ТРІНІТІ) || [[1985]]
|-
| '''TRIAM-1M''' || [[Японія]] || [[Касуга]] || [[Кюсюський університет]] || [[1986]]
|-
| '''STOR-M''' (з [[2007]] — '''STOR-1M''') <ref>'''Примітка''': в 2007 році токамак '''STOR-M''' переміщено з [[Саскачеванський університет|Саскачеванського університету]] ([[Канада]]) до [[Державний університет Юти|Державного університету Юти]] ([[США]]).</ref>||[[Канада]] || [[Саскатун]] || [[Саскачеванський університет]] || [[1987]]
|-
| '''[[Tore Supra]]''' || [[Франція]] || [[Кадараш (місто)|Кадараш]] || Центр ядерних досліджень [[Кадараш (дослідницький центр)|«CEA-Cadarache»]] Комісаріату з Атомної Енергетики Франції || [[1988]]
|-
| '''ADITYA''' || [[Індія]] || [[Гуджарат]] || Інститут досліджень плазми (IPR) || [[1989]]
|-
| '''DIII-D''' || [[США]] || [[Сан-Дієго]] || General Atomics || [[1989]]
|-
| '''COMPASS''' ({{lang-en|COMPact ASSembly}}) || [[Чеська республіка|Чехія]] || [[Прага]] || Інститут фізики плазми (IPP) || [[1989]]-1999; <br> 2008
|-
| '''[[Frascati Tokamak Upgrade|FTU]]''' ({{lang-en|Frascati Tokamak Upgrade}}) || [[Італія]] || [[Фраскаті]] || Лабораторія фізики плазми, Національне агентство новітніх технологій Італії || [[1990]]
|-
| '''ISTTOK''' || [[Португалія]] || [[Лісабон]] || Інститут плазми і термоядерного синтезу ({{lang-pt|Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear}}) || [[1991]]
|-
| '''ASDEX-Upgrade''' || [[Німеччина]] || [[Ґархінґ]] || [[Інститут фізики Макса Планка]] (IPP) || [[1991]]
|-
| '''ALCATOR C-Mod''' ({{lang-en|ALto CAmpo TORus}}) || [[США]] || [[Кембридж (Массачусетс)|Кембридж]] || [[Массачусетський технологічний інститут]] (MIT) || [[1992]] 
|-
| '''TCV''' ({{lang-fr|Tokamak à configuration variable}})|| [[Швейцарія]] || [[Лозанна]] || [[Федеральна політехнічна школа Лозанни]] (EPFL) || [[1992]] 
|-
| '''TCABR''' (Tokamak Chauffage Alfvén Brésiliene) || [[Бразилія]] || [[Сан-Паулу]] || [[Університет Сан-Паулу]] || [[1994]]
|-
| '''HT-7''' (Hefei Tokamak-7) || [[Китай]] || [[Хефей]] || Інститут фізики плазми [[Китайська академія наук|Китайської академії наук]] || [[1995]]
|-
| '''CSTN-IV''' ({{lang-en|Current Sustaining Tokamak of university of Nagoya}}) || [[Японія]] || [[Наґоя]] ||  || [[1998]]
|-
| '''MAST''' ({{lang-en|Mega Ampere Spherical Tokamak}}) || [[Велика Британія|Британія]] || [[Калем]] || [[Євратом]] || [[1999]]
|-
| '''NSTX''' ({{lang-en|National Spherical Torus Experiment}}) || [[США]] || [[Принстон]] || Принстонська лабораторія фізики плазми || [[1999]]
|-
| '''EAST''' (HT-7U) ({{lang-en|Experimental Advanced Superconducting Tokamak}}) || [[Китай]] || [[Хефей]] || Інститут фізики плазми Китайської академії наук || [[2006]]
|-
| '''[[KSTAR]]''' ({{lang-en|Korea Superconducting Tokamak Advanced Reactor}}) || [[Південна Корея|Корея]] || [[Теджон]] || [[Корейський інститут фундаментальних наук]] || [[2008]]
|}

=== Токамаки, що припинили роботу ===
{| class="wikitable sortable" width="100%"
|-
! Токамак !! Країна !! Місто !! Установа !! Роки роботи
|-
|-
| '''JT-60''' (з [[1991]] — '''JT-60U''') ||[[Японія]] ||[[Нака (Ібаракі)|Нака]]|| Японський інститут досліджень атомної енергії (JAERI) || [[1985]]-[[2010]]
|}

=== Проєкти майбутніх токамаків ===
[[Файл:ITER-img 0239.jpg|міні|праворуч|250пкс|Макет реактора [[ITER]]]]

* '''[[Міжнародний експериментальний термоядерний реактор|ITER]]''' ({{lang-en|International Thermonuclear Experimental Reactor}}) — Міжнародний експериментальний термоядерний реактор, [[Франція]],  [[Сен-Поль-ле-Дюранс]], біля [[Кадараш (дослідницький центр)|Центр ядерних досліджень «CEA-Cadarache»]]. Спорудження розпочато в 2008 році; першу плазму планують отримати у 2025 році <ref>[http://www.iter.org/proj/buildingiter Будівництво ITER] {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20100622043338/http://www.iter.org/proj/buildingiter |date=22 червня 2010 }} {{ref-en}}</ref>.
* '''[[DEMO]]''' ({{lang-en|DEMOnstration Power Plant}}) — міжнародний проєкт, що включає будівництво термоядерної електростанції з серії термоядерних реакторів. Наступник проєкту ITER. Планується розпочати спорудження 2024 року<ref name="DEMO">[http://www.issues.org/13.4/stacey.htm The U.S. fusion program] {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20101123202533/http://issues.org/13.4/stacey.htm |date=23 листопада 2010 }} {{ref-en}}</ref>.
* '''[[IGNITOR]]''' — російсько-італійський проєкт токамака, [[Росія]], [[Троїцьк (Московська область)|Троїцьк]], [[Курчатовський інститут]] <ref name="IGNITOR">[http://energyfuture.ru/ignitor-novejshij-rossijskij-termoyadernyj-reaktor Игнитор – новейший российский термоядерный реактор] {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20101124101035/http://energyfuture.ru/ignitor-novejshij-rossijskij-termoyadernyj-reaktor |date=2010-11-24 }} {{ref-ru}}</ref>.
* '''[[SST-1]]''' ({{lang-en|Steady State Tokamak}}) — [[Індія]], [[Гандінагар]], Інститут дослідження плазми. Знаходиться на стадії монтажу <ref>[http://www.ipr.res.in/sst1/SST1-present_status.html SST-1: Present Status] {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20110525172158/http://www.ipr.res.in/sst1/SST1-present_status.html |date=25 травня 2011 }} {{ref-en}}</ref>.
* '''[[FAST]]''' ({{lang-en|Fusion Advanced Studies Torus}}) — європейська пропозиція зі створення нового токамака в Італії.

== Примітки ==
{{reflist|3}}

== Література ==
# J. Wesson, “'''Tokamaks'''”, Oxford engineering science series 48, second edition, 1997.
# [[Арцимович Лев Андрійович|Арцимович Л.А.]], Сагдеев Р.З. '''Физика плазмы для физиков'''. М., Атомиздат, 1979.
# Бойко В.И. '''Управляемый термоядерный синтез и проблемы инерциального термоядерного синтеза'''. Соросовский образовательный журнал. 1999, №&nbsp;6.
# Киллин Дж. '''Управляемый термоядерный синтез'''. М., Мир, 1980.
# Киселев Г.В. '''Проблемы развития ядерной энергетики'''. – М.: Знание, 1990.
# Лукьянов С.Ю. '''Горячая плазма и управляемый ядерный синтез'''. М., Наука, 1975.
# Хеглер М., Кристиансен М. '''Введение в управляемый термоядерный синтез'''. М., Мир, 1980.
# Френкель В.Я., Чернин А.Д. '''От альфа-распада до Большого взрыва'''. – М.: Знание, 1990.

== Посилання ==
* {{УСЕ-4|[http://slovopedia.org.ua/29/53410/22077.html Токамак]}}
{{multicol}}

=== Токамаки ===
* [http://www.iter.org Офіційний сайт проєкту ITER]{{ref-en}}
* [http://fusionforenergy.europa.eu/3_4_demo_en.htm Сторінка проєкту DEMO] {{ref-en}}
* [http://www.frascati.enea.it/ignitor/ Вебсторінка проєкту IGNITOR] {{ref-en}}
* [https://web.archive.org/web/20140620232825/http://www.ipr.res.in/sst1/SST-1.html Вебсторінка токамака SST-1] {{ref-en}}
* [http://crppwww.epfl.ch/tcv/ Вебсторінка Tokamak à Configuration Variable] {{ref-en}}
* [https://web.archive.org/web/20090105173246/http://www.efda.org/eu_fusion_programme/machines-ftu_i.htm Вебсторінка токамака Frascati Tokamak Upgrade] {{ref-en}}
* [https://web.archive.org/web/20151208095932/http://www-jt60.naka.jaea.go.jp/english/index-e.html Вебсторінка токамака JT-60] {{ref-en}}
* [http://nstx.pppl.gov/ Вебсторінка National Spherical Torus Experiment] {{ref-en}}
* [https://web.archive.org/web/20120401014842/http://www.pppl.gov/kstar/ Вебсторінка токамака KSTAR] {{ref-en}}
* [https://web.archive.org/web/20110413233643/http://www2.fz-juelich.de/ief/ief-4/textor_en/ Вебсторінка токамака TEXTOR] {{ref-en}}

{{multicol-break}}

=== Теорія ===
* [http://www.femto.com.ua/articles/part_2/4106.html Токамак. Фізична енциклопедія] {{ref-ru}}
* [http://quantum-tech.ru/tokamak.htm Термоядерный синтез. Токамак, Стелларатор] {{ref-ru}}

=== Інфо ===
* [http://www.tokamak.info Токамаки світу]
* [https://web.archive.org/web/20101230081653/http://www.toodlepip.com/tokamak/conventional-large-tokamaks.htm Зведена таблиця традиційних токамаків]
* [https://web.archive.org/web/20110717072556/http://www.toodlepip.com/tokamak/spherical-tokamaks.htm Зведена таблиця сферичних токамаків]
{{multicol-end}}

== Див. також ==
{{commonscat|Tokamaks}}
* [[Стеларатор]]
* [[Керований термоядерний синтез]]
*[[RACE (Remote Applications in Challenging Environments)|RACE]]

{{Термоядерна енергетика}}

[[Категорія:Токамаки]]
[[Категорія:Керований термоядерний синтез]]