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토카막

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목차

1. 개요

토카막은 핵융합 에너지를 연구하고 생산하기 위한 장치로, 자기장을 이용하여 초고온 플라스마를 가두는 원리를 사용한다. 핵융합 반응은 두 개의 가벼운 원자가 융합하여 에너지를 방출하는 현상이며, 토카막은 이러한 반응을 제어하고 유지하기 위해 설계되었다. 토카막은 도넛 형태의 진공 용기 내부에 자기장을 형성하여 플라스마를 가두고, 플라스마 가열을 위해 다양한 기술을 사용한다. 1950년대 소련에서 처음 개발되었으며, 현재는 미국, 유럽 연합, 일본, 중국, 한국 등 여러 국가에서 다양한 토카막 실험 장치를 운영하고 있다. 현재 건설 중인 국제 열핵 융합 실험로(ITER)는 세계 최대 규모의 토카막 프로젝트이며, 미래 핵융합 발전의 핵심 기술로 주목받고 있다.

2. 정의

핵융합은 두 개의 가벼운 원자가 합쳐져 더 무거운 원자를 만들 때 질량이 손실되며 에너지가 방출되는 현상이다. 핵분열은 무거운 원자가 외부 자극에 의해 분열할 때 질량 손실이 일어나 에너지를 방출하는 현상으로, 원자력 발전의 원리이다. 핵융합 반응은 태양과 같은 별 내부에서 수소, 헬륨 등이 융합하며 막대한 에너지를 방출하는 방식으로 나타난다.

핵융합 발전을 위한 연료로는 중수소와 삼중수소가 주로 고려되는데, 이들은 바닷물에서 비교적 쉽게 얻을 수 있어 자원 고갈 우려가 적다. 핵융합 반응을 위해서는 플라스마를 1억도 이상으로 가열하고, 초고온 플라스마를 핵융합 장치에 가두는 기술이 필요하다.

3. 토카막의 디자인

핵융합 반응을 위한 초고온 플라스마를 가두는 장치에는 자기장을 이용하는 방식과 관성을 이용하는 방식이 있다. 토카막은 자기장을 이용하는 방식으로, 자기력선을 따라 전자와 이온들이 나선형으로 움직이는 원리를 이용한다.[46][47] 도넛 형태의 장치 내부에 TF 코일을 설치하여 자기력선을 만들고, 플라스마 내부에 전류를 흘려 전자와 이온들이 밖으로 빠져나가지 않도록 한다. PF 코일을 설치하여 자기력선의 모양과 위치를 조절하여 플라스마를 안정적으로 가둔다.

== 토카막 구동 원리 ==

토카막은 핵융합 반응을 일으키기 위해 초고온 플라스마를 자기장을 이용하여 가두는 장치이다. 도넛 형태의 진공 용기 내부에 플라스마를 가두고, 자기장을 이용하여 플라스마를 제어한다.

토카막 내부의 자기장


토카막은 다음과 같은 원리로 작동한다.

  • 토로이달 필드 코일(TF 코일): 도넛 모양의 토러스 형상의 솔레노이드 코일(토로이달 필드 코일, TF 코일)에 전류를 흘려 토로이달 방향(도넛의 대원주 방향)으로 닫힌 자기력선을 생성한다. 이 자기장은 플라스마를 도넛 모양으로 묶어 가두는 역할을 한다.
  • 센터 솔레노이드 코일(CS 코일): 도넛 모양의 토카막 중심의 빈 공간에 설치된 솔레노이드 코일(센터 솔레노이드 코일, CS 코일)에 전류를 흘려 자기장의 변화를 유도한다. 패러데이 법칙에 따라 플라스마 내부에 토로이달 방향의 전류(플라스마 전류)가 유도된다. 이 전류는 플라스마를 가열하고, 폴로이달 자기장을 생성하는 데 기여한다.
  • 폴로이달 필드 코일(PF 코일): 토카막을 상하로 관통하는 자기장을 발생시키는 폴로이달 필드 코일(PF 코일)은 플라스마의 위치와 모양을 제어하고, 플라스마가 팽창하는 것을 막는 역할을 한다. 플라스마 전류가 흐르면 후프력에 의해 플라스마가 팽창하려 하는데, 이를 억제하기 위해 PF 코일을 통해 플라즈마를 내주 방향으로 밀어 넣는 폴로이달 자기장을 생성한다.


이 세 종류의 코일(TF 코일, CS 코일, PF 코일)을 통해 생성된 자기장들은 플라스마를 도넛 형태로 유지시킨다. 플라스마 내부에 형성되는 자기장은 다음과 같은 특징을 갖는다.

# 토로이달 필드 코일에 의해 생성된 토로이달 자기장은 플라스마를 도넛 고리 안을 빙빙 도는 방향으로 가둔다.

# 센터 솔레노이드 코일이 만들어내는 자기장에 의해 플라스마가 토로이달 방향으로 힘을 받아 도넛 안을 흐르게 된다. 이 흐름은 전류로 작용하며, 폴로이달 자기장을 생성한다.

# 토로이달 자기장과 폴로이달 자기장이 합쳐져 꼬인 자기장이 형성된다. 이 꼬인 자기장은 플라스마 내의 전류를 중심으로 주위를 둘러싸며, 파의 껍질처럼 층을 이룬다. 이 가상적인 층을 자기면이라고 한다.

# 자기면은 플라스마에 가까울수록 강하고, 멀수록 약해진다. 자기면 사이에는 꼬임에 차이가 있는데, 이를 시어(shear)라고 하며, 플라스마의 산란을 방지하는 역할을 한다.

# 도넛의 외주 측에서는 내주 측에 비해 토로이달 자기장이 약해지므로, 폴로이달 필드 코일을 통해 외주 측의 상하 방향 자기장을 강하게 하여 플라스마 누설을 최소화한다.

하지만 실제로는 자기장 기울기 드리프트 효과에 의해 하전 분리가 발생하고, 이로 인해 발생하는 전장에 의한 E×B 드리프트 때문에 플라스마가 갇히지 않는다. 따라서 토카막에서는 하전 분리를 발생시키지 않기 위해 폴로이달 방향의 자기장을 만들어 플라즈마를 안정적으로 유지한다.

토카막의 기술적 본질은 플라스마를 고온 상태로 유지하면서 손실을 방지하는 데 있으며, 자기장 배치가 핵심적인 역할을 한다.

토카막의 내부 설비


== 磁場(자기장) ==

토카막 내부에는 여러 종류의 자기장이 형성되어 플라스마를 가두고 안정시키는 역할을 한다. 주요 자기장은 다음과 같다:[46][47]

  • 토로이달 자기장: 토로이달 필드 코일에 의해 생성되는 자기장으로, 도넛 모양의 토카막 내부를 따라 원형으로 형성된다. 플라스마 입자들을 토로이달 방향으로 가두는 주된 역할을 한다.
  • 폴로이달 자기장: 플라스마 자체의 전류에 의해 생성되는 자기장으로, 토로이달 자기장에 수직인 방향으로 형성된다. 플라스마의 위치를 안정시키고 꼬임 자기장을 만드는 데 기여한다.

  • 꼬인 자기장: 토로이달 자기장과 폴로이달 자기장이 합쳐져서 만들어지는 나선형 자기장이다. 플라스마 입자들을 효과적으로 가두고, 킨크 불안정성과 같은 불안정성을 억제하는 역할을 한다.[43][44]


이러한 자기장들은 서로 상호작용하며 복잡한 구조를 형성한다. 특히, 자기력선들이 꼬여있는 정도를 나타내는 안전 계수(q)는 플라스마의 안정성에 큰 영향을 미친다.[51] 안전 계수는 자기력선이 도넛을 한 바퀴 돌 때 폴로이달 방향으로 몇 바퀴 회전하는지를 나타내는 값으로, q값이 무리수일 때 자기력선은 같은 지점으로 돌아오지 않고 자기면을 촘촘하게 채우게 된다. 이는 플라스마의 안정성을 높이는 데 기여하지만, q값을 크게 하기 위해서는 폴로이달 자기장을 약하게 해야 하고, 이는 플라스마 가열을 약화시키는 결과를 초래할 수 있다. 따라서 최적의 q값은 3에 가까운 값으로 알려져 있다.

토카막 내부 자기장의 불균일성은 바나나 궤도와 같은 특이한 현상을 유발하기도 한다. 토로이달 자기장은 도넛 안쪽에서 강하고 바깥쪽에서 약해지기 때문에, 자기력선을 따라 움직이는 입자들은 자기 거울 효과에 의해 반사될 수 있다. 이로 인해 일부 입자들은 바나나 모양의 궤도를 그리며 폴로이달 단면을 따라 움직이게 되는데, 이는 플라스마 내부의 열을 바깥쪽으로 이동시키는 원인이 된다.[51]

또한, 자기 섬 현상은 플라스마 안정성에 심각한 영향을 미칠 수 있다. 자기력선 재결합으로 인해 발생하는 자기 섬은 플라스마 내부의 열이 외부로 빠르게 빠져나가는 통로 역할을 한다.

플라스마 붕괴 시 발생하는 헬로 전류는 진공 용기에 심각한 손상을 줄 수 있다. 소멸 직전의 플라스마가 급격하게 이동하면서 발생하는 헬로 전류는 진공 용기를 관통하여 물리적인 힘을 가하고, 이는 용기 파괴로 이어질 수 있다.[46][47][48][49][50]

한편, 내부 수송 장벽(ITB)은 플라스마 내부에서 열 전달을 어렵게 만드는 층으로, 핵융합 장치 설계에 중요한 요소로 작용한다. 1994년 일본의 코이데 요시히코 박사가 발견한 ITB는 토카막형 핵융합로 설계에 큰 영향을 미쳤으며, ITER 건설 비용을 절반으로 줄이는 데 기여했다고 알려져 있다.

== 관련 용어 ==

에너지 증배율(Q)은 핵융합 반응에서 입력 에너지와 발생 에너지의 비율을 나타내는 값이다. 현재 토카막형 설계 목표에서는 Q=20이 "점화" 조건이며, 이는 핵융합 반응로에 대한 에너지 입력 및 출력에 기기류의 변환 손실이 있고, 처음 발생한 에너지를 100% 회수하는 것이 불가능하기 때문이다. 대략 Q=20을 넘으면 외부 에너지 공급 없이도 플라스마를 유지할 수 있다고 여겨진다.

그린왈드 전자 밀도(Greenewald density)는 핵융합 플라스마 내 이온 밀도의 한계 척도이며, 플라즈마 평균 토로이달 전류 밀도에 비례하는 값이다. 그린왈드 전자 밀도는 다음 식으로 계산된다.

: neGW=Ip/(πa2)×1020

:: neGW: 그린왈드 전자 밀도 (m-3)

:: Ip: 플라스마 전류 (MA)

:: a: 플라스마 반경 (m)

베타 값은 플라스마 자기력선에 의한 구속 효율을 측정하는 척도로, 플라스마 입자에 의한 평균 압력 "p"와 자기장 압력 "Bt2/2μ0"의 비를 나타내며, %로 표현된다.[82] 베타 값(β)은 다음 식으로 표현된다.[82]

: β (%) = 100 × p / (Bt2/2μ0)

:: BT: 토로이달 자기장(T)

3. 1. 토카막 구동 원리

토카막은 핵융합 반응을 일으키기 위해 초고온 플라즈마를 자기장을 이용하여 가두는 장치이다. 도넛 형태의 진공 용기 내부에 플라스마를 가두고, 자기장을 이용하여 플라스마를 제어한다.

토카막은 다음과 같은 원리로 작동한다.

  • 토로이달 필드 코일(TF 코일): 도넛 모양의 토러스 형상의 솔레노이드 코일(토로이달 필드 코일, TF 코일)에 전류를 흘려 토로이달 방향(도넛의 대원주 방향)으로 닫힌 자기력선을 생성한다. 이 자기장은 플라스마를 도넛 모양으로 묶어 가두는 역할을 한다.
  • 센터 솔레노이드 코일(CS 코일): 도넛 모양의 토카막 중심의 빈 공간에 설치된 솔레노이드 코일(센터 솔레노이드 코일, CS 코일)에 전류를 흘려 자기장의 변화를 유도한다. 패러데이 법칙에 따라 플라스마 내부에 토로이달 방향의 전류(플라스마 전류)가 유도된다. 이 전류는 플라스마를 가열하고, 폴로이달 자기장을 생성하는 데 기여한다.
  • 폴로이달 필드 코일(PF 코일): 토카막을 상하로 관통하는 자기장을 발생시키는 폴로이달 필드 코일(PF 코일)은 플라스마의 위치와 모양을 제어하고, 플라스마가 팽창하는 것을 막는 역할을 한다. 플라스마 전류가 흐르면 후프력에 의해 플라스마가 팽창하려 하는데, 이를 억제하기 위해 PF 코일을 통해 플라즈마를 내주 방향으로 밀어 넣는 폴로이달 자기장을 생성한다.


이 세 종류의 코일(TF 코일, CS 코일, PF 코일)을 통해 생성된 자기장들은 플라스마를 도넛 형태로 유지시킨다. 플라스마 내부에 형성되는 자기장은 다음과 같은 특징을 갖는다.

# 토로이달 필드 코일에 의해 생성된 토로이달 자기장은 플라즈마를 도넛 고리 안을 빙빙 도는 방향으로 가둔다.

# 센터 솔레노이드 코일이 만들어내는 자기장에 의해 플라스마가 토로이달 방향으로 힘을 받아 도넛 안을 흐르게 된다. 이 흐름은 전류로 작용하며, 폴로이달 자기장을 생성한다.

# 토로이달 자기장과 폴로이달 자기장이 합쳐져 꼬인 자기장이 형성된다. 이 꼬인 자기장은 플라스마 내의 전류를 중심으로 주위를 둘러싸며, 파의 껍질처럼 층을 이룬다. 이 가상적인 층을 자기면이라고 한다.

# 자기면은 플라스마에 가까울수록 강하고, 멀수록 약해진다. 자기면 사이에는 꼬임에 차이가 있는데, 이를 시어(shear)라고 하며, 플라스마의 산란을 방지하는 역할을 한다.

# 도넛의 외주 측에서는 내주 측에 비해 토로이달 자기장이 약해지므로, 폴로이달 필드 코일을 통해 외주 측의 상하 방향 자기장을 강하게 하여 플라스마 누설을 최소화한다.

하지만 실제로는 자기장 기울기 드리프트 효과에 의해 하전 분리가 발생하고, 이로 인해 발생하는 전장에 의한 E×B 드리프트 때문에 플라스마가 갇히지 않는다. 따라서 토카막에서는 하전 분리를 발생시키지 않기 위해 폴로이달 방향의 자기장을 만들어 플라즈마를 안정적으로 유지한다.

토카막의 기술적 본질은 플라스마를 고온 상태로 유지하면서 손실을 방지하는 데 있으며, 자기장 배치가 핵심적인 역할을 한다.

3. 2. 磁場(자기장)

토카막 내부에는 여러 종류의 자기장이 형성되어 플라스마를 가두고 안정시키는 역할을 한다. 주요 자기장은 다음과 같다:[46][47]

  • 토로이달 자기장: 토로이달 필드 코일에 의해 생성되는 자기장으로, 도넛 모양의 토카막 내부를 따라 원형으로 형성된다. 플라스마 입자들을 토로이달 방향으로 가두는 주된 역할을 한다.
  • 폴로이달 자기장: 플라스마 자체의 전류에 의해 생성되는 자기장으로, 토로이달 자기장에 수직인 방향으로 형성된다. 플라스마의 위치를 안정시키고 꼬임 자기장을 만드는 데 기여한다.

  • 꼬인 자기장: 토로이달 자기장과 폴로이달 자기장이 합쳐져서 만들어지는 나선형 자기장이다. 플라스마 입자들을 효과적으로 가두고, 킨크 불안정성과 같은 불안정성을 억제하는 역할을 한다.[43][44]


이러한 자기장들은 서로 상호작용하며 복잡한 구조를 형성한다. 특히, 자기력선들이 꼬여있는 정도를 나타내는 안전 계수(q)는 플라스마의 안정성에 큰 영향을 미친다.[51] 안전 계수는 자기력선이 도넛을 한 바퀴 돌 때 폴로이달 방향으로 몇 바퀴 회전하는지를 나타내는 값으로, q값이 무리수일 때 자기력선은 같은 지점으로 돌아오지 않고 자기면을 촘촘하게 채우게 된다. 이는 플라스마의 안정성을 높이는 데 기여하지만, q값을 크게 하기 위해서는 폴로이달 자기장을 약하게 해야 하고, 이는 플라스마 가열을 약화시키는 결과를 초래할 수 있다. 따라서 최적의 q값은 3에 가까운 값으로 알려져 있다.

토카막 내부 자기장의 불균일성은 바나나 궤도와 같은 특이한 현상을 유발하기도 한다. 토로이달 자기장은 도넛 안쪽에서 강하고 바깥쪽에서 약해지기 때문에, 자기력선을 따라 움직이는 입자들은 자기 거울 효과에 의해 반사될 수 있다. 이로 인해 일부 입자들은 바나나 모양의 궤도를 그리며 폴로이달 단면을 따라 움직이게 되는데, 이는 플라스마 내부의 열을 바깥쪽으로 이동시키는 원인이 된다.[51]

또한, 자기 섬 현상은 플라스마 안정성에 심각한 영향을 미칠 수 있다. 자기력선 재결합으로 인해 발생하는 자기 섬은 플라스마 내부의 열이 외부로 빠르게 빠져나가는 통로 역할을 한다.

플라스마 붕괴 시 발생하는 헬로 전류는 진공 용기에 심각한 손상을 줄 수 있다. 소멸 직전의 플라스마가 급격하게 이동하면서 발생하는 헬로 전류는 진공 용기를 관통하여 물리적인 힘을 가하고, 이는 용기 파괴로 이어질 수 있다.[46][47][48][49][50]

한편, 내부 수송 장벽(ITB)은 플라스마 내부에서 열 전달을 어렵게 만드는 층으로, 핵융합 장치 설계에 중요한 요소로 작용한다. 1994년 일본의 코이데 요시히코 박사가 발견한 ITB는 토카막형 핵융합로 설계에 큰 영향을 미쳤으며, ITER 건설 비용을 절반으로 줄이는 데 기여했다고 알려져 있다.

3. 3. 관련 용어

에너지 증배율(Q)은 핵융합 반응에서 입력 에너지와 발생 에너지의 비율을 나타내는 값이다. 현재 토카막형 설계 목표에서는 Q=20이 "점화" 조건이며, 이는 핵융합 반응로에 대한 에너지 입력 및 출력에 기기류의 변환 손실이 있고, 처음 발생한 에너지를 100% 회수하는 것이 불가능하기 때문이다. 대략 Q=20을 넘으면 외부 에너지 공급 없이도 플라즈마를 유지할 수 있다고 여겨진다.

그린왈드 전자 밀도(Greenewald density)는 핵융합 플라스마 내 이온 밀도의 한계 척도이며, 플라즈마 평균 토로이달 전류 밀도에 비례하는 값이다. 그린왈드 전자 밀도는 다음 식으로 계산된다.

: neGW=Ip/(πa2)×1020

:: neGW: 그린왈드 전자 밀도 (m-3)

:: Ip: 플라즈마 전류 (MA)

:: a: 플라즈마 반경 (m)

베타 값은 플라스마 자기력선에 의한 구속 효율을 측정하는 척도로, 플라즈마 입자에 의한 평균 압력 "p"와 자기장 압력 "Bt2/2μ0"의 비를 나타내며, %로 표현된다.[82] 베타 값(β)은 다음 식으로 표현된다.[82]

: β (%) = 100 × p / (Bt2/2μ0)

:: BT: 토로이달 자기장(T)

4. 역사

wikitext

1950년대에 소련의 이골 탐, 안드레이 사하로프 등에 의해 고안되었다. "토카막"(Токамакru)이라는 말은 이 방식의 구조를 나타내는 러시아어 “тороидальная камера в магнитных катушкахru” (toroidal chamber in magnetic coils) 의 두문자어이다. 토러스 ('''то'''рru), 용기 ('''ка'''мераru), 자기 ('''ма'''гнитru), 코일 ('''к'''атушкаru)의 조합이 기원이 되었다고도 한다.

토카막에서는 플라스마 속에 흐르는 전류로 플라즈마 자체를 가두는 토카막 자기장을 만들기 때문에 플라즈마의 자율 제어가 필요하며, 처음에는 이 방식이 어려울 것이라고 생각했지만, 러시아의 T-3 토카막로가 매우 좋은 플라즈마 성능을 보이면서 자기장 배치의 주류가 되었다. 1970년대에 미국, 일본, 유럽에 대형 토카막 장치가 건설되면서 핵융합로를 현실화하기 위한 많은 발견이 이루어지게 된다(후술).

현재는 전자기석에 초전도체를 사용한 초전도 전자석이 일반화되고 있다.

=== First steps ===

1934년, 마크 올리펀트, 폴 하르테크 그리고 어니스트 러더퍼드는 입자 가속기를 사용하여 중수소 핵을 중수소 또는 다른 원자를 포함하는 금속 호일에 쏘아 지구상에서 최초로 핵융합을 달성했다.[16] 이를 통해 다양한 핵융합 반응의 핵 단면적을 측정할 수 있었고, 중수소-중수소 반응이 다른 반응보다 낮은 에너지에서 발생하며 약 100,000 전자볼트(100 keV)에서 최고조에 달한다는 것을 확인했다. 하지만 가속기 기반 핵융합은 반응기 단면적이 매우 작아 실용적이지 않다.[16]

핵융합을 유지하고 순 에너지 출력을 생성하려면 연료의 대부분을 고온으로 올려야 하며, 이를 통해 원자가 끊임없이 고속으로 충돌하게 된다. 이것이 핵융합이 일어나기 위해 필요한 고온 때문에 ''열핵융합''이라는 이름이 붙게 된 이유이다. 1944년, 엔리코 페르미는 반응이 약 50,000,000 K에서 자체적으로 유지될 것이라고 계산했다.[16]

맨해튼 계획 동안, 이러한 온도에 도달하는 최초의 실용적인 방법은 원자 폭탄을 사용하는 것이었다. 1944년, 페르미는 당시 가설적인 수소 폭탄의 맥락에서 핵융합의 물리학에 대한 강연을 했다. 그러나 '제어된' 핵융합 장치에 대한 약간의 생각이 이미 있었고, 제임스 L. 턱과 스타니슬라프 울람은 중수소를 주입한 금속 호일을 구동하는 성형 폭약을 사용하여 그러한 시도를 했지만, 성공하지 못했다.

실용적인 핵융합 장치를 건설하려는 최초의 시도는 영국에서 이루어졌으며, 조지 파젯 톰슨은 1945년에 핀치 효과를 유망한 기술로 선택했다. 여러번의 시도에도 불구하고, 핵융합의 명확한 증거를 보이지 않았고 원자력 연구소의 관심을 얻지 못했다.[18]

=== Steps toward declassification (기밀 해제를 향한 발걸음) ===

1950년, 당시 사할린에 주둔하고 있던 소비에트 연방군의 올레그 라브렌티예프는 소련 공산당 중앙위원회에 편지를 썼다. 이 편지는 핵탄두를 사용하여 핵융합 연료를 점화하는 아이디어를 개략적으로 설명했으며, 이어서 에너지 생산을 위해 정상 상태에서 뜨거운 플라스마를 유지하기 위해 정전기장을 사용하는 시스템을 설명했다.

이 편지는 안드레이 사하로프에게 의견을 구하기 위해 보내졌다. 사하로프는 "저자는 매우 중요하고 희망이 없는 것은 아닌 문제를 제기한다"라고 언급하며, 그의 주요 관심사는 플라스마가 전극 와이어에 충돌할 것이라는 점과 "넓은 메쉬와 거의 모든 입사 핵을 반응기 내부로 반사해야 하는 얇은 전류 전달 부분"에 있었다. 그는 "아마도 이 요구 사항은 장치의 기계적 강도와 양립할 수 없을 것이다."라고 판단했다.

라브렌티예프의 편지에 부여된 중요성을 보여주는 몇 가지 지표는 편지가 처리된 속도에서 나타난다. 편지는 7월 29일에 중앙위원회에 접수되었고, 사하로프는 8월 18일에 검토 의견을 보냈으며, 10월까지 사하로프와 이고르 탐은 핵융합 반응기에 대한 최초의 상세한 연구를 완료했고, 1951년 1월에 이를 건설하기 위한 자금 지원을 요청했다.

1955년, 소련에서 최초의 토로이드 장치인 TMP가 건설되었으나, 플라스마가 자기장에 의해 완벽하게 제한되지 않아 챔버 벽에 부딪히는 문제가 발생했다.[23] 구리 쉘을 사용한 두 개의 소형 기계가 뒤따랐지만, 플라스마 안정화에 완전히 성공하지 못했다.[23]

이러한 상황에서 1955년, 이고리 쿠르차토프는 소련 내 핵융합 연구 공개를 목표로 소련 연구자들을 대상으로 회의를 소집했다.[24] 1956년 4월, 쿠르차토프는 니키타 흐루쇼프와 니콜라이 불가닌의 영국 방문에 동행하여 RAF 하웰의 원자력 연구소에서 강연을 했다.[24] 그는 소련의 핵융합 연구에 대한 상세한 역사적 개요를 제시하며 초기 기계에서 관찰된 중성자에 대해 경고했다.[24]

1956년 4월 26일 하웰을 방문한 흐루쇼프(대략 중앙, 대머리), 쿠르차토프(오른쪽, 수염), 불가닌(오른쪽, 백발). 콕크로프트는 그들 건너편에 서 있고(안경을 썼음), 발표자는 새로 개장한 DIDO 원자로에서 테스트 중인 다양한 재료의 모형을 가리키고 있다.


한편, 영국에서는 ZETA 안정화 핀치 장치가 건설되고 있었다. ZETA는 1958년 1월, 중성자 방출과 플라즈마 온도 측정을 기반으로 핵융합 달성을 발표했다.[5] 그러나 비탈리 샤프라노프와 스타니슬라프 브라긴스키는 ZETA의 작동 원리를 검토한 결과, ZETA가 강력한 외부 필드를 가진 소련의 장치와 본질적으로 동일하다는 결론을 내렸다. 이는 플라스마 온도의 잘못된 측정으로 인한 오해였다.

=== Progress in the 1960s (1960년대의 발전) ===

이 무렵, 소련 연구자들은 사하로프가 제안한 방식에 따라 더 큰 토로이달 기계를 건설하기로 결정했다. 특히, 그들의 설계는 크루스칼과 샤프라노프의 연구에서 발견된 한 가지 중요한 점을 고려했다. 즉, 입자의 나선형 경로가 토러스의 긴 축을 회전하는 것보다 플라스마의 원주를 더 빠르게 순환하게 만들면 킨크 불안정성이 강력하게 억제된다는 것이다.

오늘날 이 기본 개념은 ''안전 계수''로 알려져 있다. 입자가 주축을 회전하는 횟수를 부축을 회전하는 횟수의 비율로 나타낸 것을 ''q''라고 하며, ''크루스칼-샤프라노프 한계''는 ''q'' > 1인 경우 킨크가 억제된다고 명시했다.

이 기준에 따라, 오늘날 최초의 실제 토카막으로 알려진 새로운 반응로 T-1의 설계가 시작되었다. T-1은 ZETA와 같은 안정화된 핀치 기계에 비해 더 강력한 외부 자기장과 감소된 전류를 모두 사용했다. T-1의 성공은 최초의 작동 토카막으로 인정받는 결과를 가져왔다.

1960년대 중반, 토카막 기계들은 보옴 한계를 초과하는 조짐을 보이기 시작했다. 이로 인해 1962년에 수직 자기장을 생성하여 이러한 영향을 상쇄하는 또 다른 코일 세트가 추가되었다.

1965년 영국의 컬럼 핵융합 에너지 센터에서 열린 제2회 국제 원자력 기구 핵융합 회의에서, 소련의 아르치모비치는 자국 시스템이 보옴 한계를 10배 초과했다고 보고했다. 그러나 스피처는 회의적인 입장을 보이며, 자기장을 기반으로 한 온도 측정은 신뢰할 수 없다고 지적했다.

1968년 8월 노보시비르스크에서 열린 국제 핵융합 회의에서, 소련 대표단은 T-3이 1000eV(섭씨 1000만 도에 해당)의 전자 온도를 생성하고, 가둠 시간이 보옴 한계의 최소 50배라고 발표했다. 이는 다른 어떤 기계보다 최소 10배나 뛰어난 결과였다. 스피처는 여전히 회의적이었지만, 소련은 자신들이 측정하고 있는 온도가 맥스웰-볼츠만 분포에 따른 온도라고 주장하며 논쟁을 벌였다.

=== The tokamak arrives (토카막의 등장) ===

1968년에 플라즈마 역학과 노보시비르스크에 통제된 핵융합 연구에 관한 세번째 IAEA 국제 회의에서 소비에트 연방 과학자들은 토카막 내부에서 1000eV가 넘어서는 전자 온도에 도달했다고 밝혔다. 영국과 미국의 과학자들은 이러한 사실을 회의적으로 받아들였다. 그들은 다음해 레이저 산란에 의해 이 사실들이 진실로 밝혀졌을 때까지 그들은 의심스럽게 이 사실을 받아들였다.

1973년에는 JET(the Joint European Torus)에 관한 설계가 시작되었다.

=== Tokamak race in the US (미국의 토카막 경쟁) ===

1969년 초, 레프 아르치모비치는 MIT에서 강연과 질의응답 시간을 가지며 토카막에 대한 관심을 불러일으켰다. 브루노 코피는 낮은 종횡비 개념인 알카토르를 고안했다. 프랜시스 비터 자석 연구소의 기술력을 바탕으로 MIT는 자체적인 토카막 개발에 참여했다.

같은 해, 제너럴 아토믹스의 오카와 티히로는 비원형 플라스마 단면을 가진 토카막인 더블렛을 제안했다. 텍사스 대학교 오스틴은 플라스마 가열을 위한 텍사스 난류 토카막을 제시했다.

1969년 6월, 원자력 위원회 핵융합 운영 위원회는 여러 토카막 제안을 검토했다. 프린스턴은 모델 C 스텔라레이터를 토카막으로 전환하는 것을 처음에는 거부했으나, 해롤드 퍼스와의 논의 후 멜빈 B. 고틀리브는 마음을 바꿔 "스텔라레이터-토카막" 아이디어를 발표했다.

컬럼 파이브의 기밀 결과가 공개된 후, 10월 상임위원회는 모든 제안에 대한 자금 지원을 발표했다. 모델 C는 대칭 토카막으로 명명되어 소련의 결과를 검증하는 역할을 맡았다.

=== Heating: US takes the lead (가열: 미국의 주도) ===

1970년대, 프린스턴 플라스마 물리 연구소(PPPL)는 자기 압축을 이용한 단열 토로이드 압축기(ATC)를 개발했다. 오크 리지는 중성 입자 빔 주입(NBI)을 이용한 가열 방식을 제안했다. PPPL은 ATC에 빔 주입기를 장착하여 1973년에 성공적인 가열을 입증했다.

1975년 프린스턴 대형 토러스의 조감도. PLT는 수많은 기록을 세웠고 핵융합에 필요한 온도가 가능하다는 것을 입증했다.


이러한 성공을 바탕으로 더 큰 설계인 프린스턴 대형 토러스(PLT)가 건설되었다. PLT는 "토카막 개념과 보조 가열이 미래의 핵융합로의 기반을 형성할 수 있는지 여부를 명확하게 나타내는 것"을 목표로 설계되었다.[35] PLT는 1978년에 6천만 섭씨 온도에 도달하며 핵융합에 필요한 온도가 기술적으로 가능하다는 것을 입증했다.[35] 이러한 실험, 특히 PLT는 미국을 토카막 연구에서 크게 앞서게 했다. 당시 미국의 연간 핵융합 예산은 약 2,500만 달러였고, 여러 가열 방법을 탐색할 수 있었으며, 그 결과 중성 빔이 가장 효과적이라는 것을 발견했다.

이 기간 동안 로버트 L. 허쉬는 미국 원자력 위원회에서 핵융합 개발 국장을 맡았다. 허쉬는 가시적인 결과를 증명해야 한다고 생각하고, 워싱턴 주도로 발전용 원자로를 건설하려는 노력으로 프로그램을 재구성했다. 이는 1973년 석유 파동으로 인해 대체 에너지 시스템에 대한 연구가 크게 증가하면서 더욱 탄력을 받았다.

=== 1980s: great hope, great disappointment (1980년대: 큰 희망, 큰 실망) ===

1970년대 말까지 토카막은 실용적인 핵융합로에 필요한 조건들을 갖추었다. 1978년 PLT가 점화 온도를 입증했고, 이듬해 소련의 T-7이 최초로 초전도 자석을 사용했다. 더블렛(Doublet)의 성공으로 "성형 플라스마" 방식이 채택되었다. 연료 혼합물에서 방사성 트리튬을 사용하며, 모든 설계 개념을 단일 기계에 통합하는 것이 과제였다.

조인트 유러피언 토러스(JET), 1983년부터 2023년까지 가동


1970년대 동안, 여러 국가에서 2세대 토카막 건설을 추진했다. 소련은 T-15, 유럽은 조인트 유러피언 토러스(JET), 일본은 JT-60 (Breakeven Plasma Test Facility) 건설을 추진했다. 미국에서는 토카막 융합 시험 반응로(TFTR)가 제안되어 워싱턴에서 직접 운영되었다.

이 시기, 상업용 토카막 생산을 위한 민간 투자도 이루어졌다. 밥 구치오네는 로버트 부사드의 컴팩트 토카막에 투자했고, 릭스 은행은 리그아트론(Riggatron) 개발에 자금을 지원했다.[36]

TFTR은 1982년, JET는 1983년, JT-60은 1985년에 가동을 시작했다. JET는 실험에서 빠르게 선두를 차지했지만, 새로운 장치들은 예상대로 작동하지 않았다. 새로운 불안정성과 플라즈마 이탈 현상 등이 발생했다. 핵융합 온도에서 플라즈마 가둠, 즉 "핵융합 삼중곱"은 실용적인 반응로 설계에 필요한 수준에 미치지 못했다.

1980년대 중반, 문제 원인들이 밝혀졌지만, 해결책은 기계의 크기와 복잡성을 크게 증가시켰다. 핵융합 분야에 대한 비관론이 커졌다.

=== ITER ===

1973년 6월부터 국제 토카막 원자로(INTOR, INternational TOkamak Reactor)라는 이름으로 국제적인 원자로 설계에 대한 논의가 리처드 닉슨과 레오니트 브레즈네프 간의 합의를 통해 시작되었지만, 1978년 11월 23일에 첫 번째 실질적인 회의가 열린 이후로 느리게 진행되었다.[38] 1985년 11월 제네바 정상 회담에서 로널드 레이건은 미하일 고르바초프에게 이 문제를 제기하고, 이 기구의 개혁을 제안했다. "... 두 정상은 평화적 목적을 위한 제어 열핵 융합의 활용을 목표로 하는 연구의 잠재적 중요성을 강조하고, 이와 관련하여 모든 인류의 이익을 위해 사실상 무한한 이 에너지원을 얻기 위한 국제 협력의 광범위한 개발을 옹호했다."[39]

다음 해에 미국, 소련, 유럽 연합 및 일본 간에 합의가 체결되어 국제 열핵 융합 실험로(ITER) 기구가 설립되었다.[40] 설계 작업은 1988년에 시작되었고, 그 이후로 ITER 원자로는 전 세계적으로 주요 토카막 설계 노력의 중심이 되었다.

국제 열핵 융합 실험로(ITER)의 단면도. ITER는 세계 최대 규모의 토카막으로, 2013년에 건설을 시작하여 2035년에 본격적인 가동을 목표로 하고 있다. 실용적인 핵융합로가 가능하다는 것을 증명하기 위한 것으로, 500 메가와트의 전력을 생산할 예정이다. 하단의 파란색 인물은 크기 비교를 위해 표시되었다.


=== High Field Tokamaks (고자기장 토카막) ===

오랜 시간 동안 더 강력한 자석이 훨씬 작은 토카막에서 높은 에너지 이득을 가능하게 할 것이라는 사실이 알려져 왔으며, https://fire.pppl.gov/snowmass02.html FIRE, IGNITOR, 소형 점화 토카막 (CIT)과 같은 개념들이 수십 년 전에 제안되었다.

2010년대에 고온 초전도체(HTS)의 상업적 가용성은 소형 장치에서 ITER와 유사한 수준의 에너지 이득을 달성하는 데 필요한 더 높은 자기장을 구축할 수 있는 유망한 길을 열었다. 이 새로운 기술을 활용하기 위해 MIT 플라스마 과학 및 융합 센터(PSFC)와 MIT 스핀아웃 커먼웰스 퓨전 시스템(CFS)은 2021년에 [https://news.mit.edu/2021/MIT-CFS-major-advance-toward-fusion-energy-0908 토로이달 자기장 모델 코일(TFMC)]을 성공적으로 제작하고 테스트하여 SPARC를 구축하는 데 필요한 20 테슬라 자기장을 시연했다. SPARC는 ITER와 유사한 융합 이득을 달성하도록 설계되었지만 플라즈마 부피는 ITER의 약 1/40에 불과하다.

영국의 스타트업 토카막 에너지(Tokamak Energy) 또한 HTS 자석을 사용하여 순 에너지 토카막을 구축할 계획이지만, 구형 토카막 변형을 사용할 예정이다.

EU/일본 공동 JT-60SA 반응기는 전기 단락으로 인해 2년 지연된 후 2023년 10월 23일에 최초 플라즈마를 달성했다.[41][42]

4. 1. First steps

1934년, 마크 올리펀트, 폴 하르테크 그리고 어니스트 러더퍼드는 입자 가속기를 사용하여 중수소 핵을 중수소 또는 다른 원자를 포함하는 금속 호일에 쏘아 지구상에서 최초로 핵융합을 달성했다.[16] 이를 통해 다양한 핵융합 반응의 핵 단면적을 측정할 수 있었고, 중수소-중수소 반응이 다른 반응보다 낮은 에너지에서 발생하며 약 100,000 전자볼트(100 keV)에서 최고조에 달한다는 것을 확인했다. 하지만 가속기 기반 핵융합은 반응기 단면적이 매우 작아 실용적이지 않다.[16]

핵융합을 유지하고 순 에너지 출력을 생성하려면 연료의 대부분을 고온으로 올려야 하며, 이를 통해 원자가 끊임없이 고속으로 충돌하게 된다. 이것이 핵융합이 일어나기 위해 필요한 고온 때문에 ''열핵융합''이라는 이름이 붙게 된 이유이다. 1944년, 엔리코 페르미는 반응이 약 50,000,000 K에서 자체적으로 유지될 것이라고 계산했다.[16]

맨해튼 계획 동안, 이러한 온도에 도달하는 최초의 실용적인 방법은 원자 폭탄을 사용하는 것이었다. 1944년, 페르미는 당시 가설적인 수소 폭탄의 맥락에서 핵융합의 물리학에 대한 강연을 했다. 그러나 '제어된' 핵융합 장치에 대한 약간의 생각이 이미 있었고, 제임스 L. 턱과 스타니슬라프 울람은 중수소를 주입한 금속 호일을 구동하는 성형 폭약을 사용하여 그러한 시도를 했지만, 성공하지 못했다.

실용적인 핵융합 장치를 건설하려는 최초의 시도는 영국에서 이루어졌으며, 조지 파젯 톰슨은 1945년에 핀치 효과를 유망한 기술로 선택했다. 여러번의 시도에도 불구하고, 핵융합의 명확한 증거를 보이지 않았고 원자력 연구소의 관심을 얻지 못했다.[18]

4. 2. Magnetic confinement (자기 가둠)

열융합 온도에서 원자 내의 전자가 해리되어 생성되는 플라스마는 전기 전도성을 가지므로 전기장 또는 자기장에 의해 조작될 수 있다. 자기장 내에서 입자는 자기력선 주위를 원운동하며, 이를 이용하여 플라스마를 가둘 수 있다.

솔레노이드를 이용한 자기장은 입자가 옆으로 이동하는 것은 막지만, 양 끝으로 빠져나가는 것을 막지 못한다. 이 문제를 해결하기 위해 솔레노이드를 토러스 형태로 구부려 자기력선이 연속적인 고리를 형성하도록 하는 방법이 고안되었다.

이고르 탐과 이 개념에 대해 논의한 안드레이 사하로프는 1950년 10월 말, 이고르 쿠르차토프와 이고르 골로빈에게 관련 제안서를 보냈다. 하지만 초기 제안은 토러스를 따라 자기장이 불균등하여 입자가 자기력선에서 벗어나게 되는 문제를 간과했다.

소련 과학 아카데미 계측 연구소 (LIPAN)에서 사하로프는 이 문제에 대한 두 가지 해결책을 제시했다. 하나는 토러스 중앙에 전류가 흐르는 고리를 매달아 자기장을 꼬는 것이고, 다른 하나는 외부 자석을 사용하여 플라스마 자체에 전류를 유도하는 것이다. 1951년 1월 쿠르차토프는 LIPAN에서 회의를 소집하여 사하로프의 개념을 검토했고, 2월에는 라브렌티 베리야에게 보고서가 전달되었다.

4. 3. Steps toward declassification (기밀 해제를 향한 발걸음)

1955년, 소련에서 최초의 토로이드 장치인 TMP가 건설되었으나, 플라스마가 자기장에 의해 완벽하게 제한되지 않아 챔버 벽에 부딪히는 문제가 발생했다.[23] 구리 쉘을 사용한 두 개의 소형 기계가 뒤따랐지만, 플라스마 안정화에 완전히 성공하지 못했다.[23]

이러한 상황에서 1955년, 이고리 쿠르차토프는 소련 내 핵융합 연구 공개를 목표로 소련 연구자들을 대상으로 회의를 소집했다.[24] 1956년 4월, 쿠르차토프는 니키타 흐루쇼프와 니콜라이 불가닌의 영국 방문에 동행하여 RAF 하웰의 원자력 연구소에서 강연을 했다.[24] 그는 소련의 핵융합 연구에 대한 상세한 역사적 개요를 제시하며 초기 기계에서 관찰된 중성자에 대해 경고했다.[24]

한편, 영국에서는 ZETA 안정화 핀치 장치가 건설되고 있었다. ZETA는 1958년 1월, 중성자 방출과 플라즈마 온도 측정을 기반으로 핵융합 달성을 발표했다.[5] 그러나 비탈리 샤프라노프와 스타니슬라프 브라긴스키는 ZETA의 작동 원리를 검토한 결과, ZETA가 강력한 외부 필드를 가진 소련의 장치와 본질적으로 동일하다는 결론을 내렸다. 이는 플라스마 온도의 잘못된 측정으로 인한 오해였다.

4. 4. Progress in the 1960s (1960년대의 발전)

1960년대 중반, 토카막 기계들은 보옴 한계를 초과하는 조짐을 보이기 시작했다. 이로 인해 1962년에 수직 자기장을 생성하여 이러한 영향을 상쇄하는 또 다른 코일 세트가 추가되었다.

1965년 영국의 컬럼 핵융합 에너지 센터에서 열린 제2회 국제 원자력 기구 핵융합 회의에서, 소련의 아르치모비치는 자국 시스템이 보옴 한계를 10배 초과했다고 보고했다. 그러나 스피처는 회의적인 입장을 보이며, 자기장을 기반으로 한 온도 측정은 신뢰할 수 없다고 지적했다.

1968년 8월 노보시비르스크에서 열린 국제 핵융합 회의에서, 소련 대표단은 T-3이 1000eV(섭씨 1000만 도에 해당)의 전자 온도를 생성하고, 가둠 시간이 보옴 한계의 최소 50배라고 발표했다. 이는 다른 어떤 기계보다 최소 10배나 뛰어난 결과였다. 스피처는 여전히 회의적이었지만, 소련은 자신들이 측정하고 있는 온도가 맥스웰-볼츠만 분포에 따른 온도라고 주장하며 논쟁을 벌였다.

4. 5. Tokamak race in the US (미국의 토카막 경쟁)

1969년 초, 레프 아르치모비치는 MIT에서 강연과 질의응답 시간을 가지며 토카막에 대한 관심을 불러일으켰다. 브루노 코피는 낮은 종횡비 개념인 알카토르를 고안했다. 프랜시스 비터 자석 연구소의 기술력을 바탕으로 MIT는 자체적인 토카막 개발에 참여했다.

같은 해, 제너럴 아토믹스의 오카와 티히로는 비원형 플라스마 단면을 가진 토카막인 더블렛을 제안했다. 텍사스 대학교 오스틴은 플라스마 가열을 위한 텍사스 난류 토카막을 제시했다.

1969년 6월, 원자력 위원회 핵융합 운영 위원회는 여러 토카막 제안을 검토했다. 프린스턴은 모델 C 스텔라레이터를 토카막으로 전환하는 것을 처음에는 거부했으나, 해롤드 퍼스와의 논의 후 멜빈 B. 고틀리브는 마음을 바꿔 "스텔라레이터-토카막" 아이디어를 발표했다.

컬럼 파이브의 기밀 결과가 공개된 후, 10월 상임위원회는 모든 제안에 대한 자금 지원을 발표했다. 모델 C는 대칭 토카막으로 명명되어 소련의 결과를 검증하는 역할을 맡았다.

4. 6. Heating: US takes the lead (가열: 미국의 주도)

1970년대, 프린스턴 플라스마 물리 연구소(PPPL)는 자기 압축을 이용한 단열 토로이드 압축기(ATC)를 개발했다. 오크 리지는 중성 입자 빔 주입(NBI)을 이용한 가열 방식을 제안했다. PPPL은 ATC에 빔 주입기를 장착하여 1973년에 성공적인 가열을 입증했다.

이러한 성공을 바탕으로 더 큰 설계인 프린스턴 대형 토러스(PLT)가 건설되었다. PLT는 "토카막 개념과 보조 가열이 미래의 핵융합로의 기반을 형성할 수 있는지 여부를 명확하게 나타내는 것"을 목표로 설계되었다.[35] PLT는 1978년에 6천만 섭씨 온도에 도달하며 핵융합에 필요한 온도가 기술적으로 가능하다는 것을 입증했다.[35] 이러한 실험, 특히 PLT는 미국을 토카막 연구에서 크게 앞서게 했다. 당시 미국의 연간 핵융합 예산은 약 2,500만 달러였고, 여러 가열 방법을 탐색할 수 있었으며, 그 결과 중성 빔이 가장 효과적이라는 것을 발견했다.

이 기간 동안 로버트 L. 허쉬는 미국 원자력 위원회에서 핵융합 개발 국장을 맡았다. 허쉬는 가시적인 결과를 증명해야 한다고 생각하고, 워싱턴 주도로 발전용 원자로를 건설하려는 노력으로 프로그램을 재구성했다. 이는 1973년 석유 파동으로 인해 대체 에너지 시스템에 대한 연구가 크게 증가하면서 더욱 탄력을 받았다.

4. 7. 1980s: great hope, great disappointment (1980년대: 큰 희망, 큰 실망)

1970년대 말까지 토카막은 실용적인 핵융합로에 필요한 조건들을 갖추었다. 1978년 PLT가 점화 온도를 입증했고, 이듬해 소련의 T-7이 최초로 초전도 자석을 사용했다. 더블렛(Doublet)의 성공으로 "성형 플라즈마" 방식이 채택되었다. 연료 혼합물에서 방사성 트리튬을 사용하며, 모든 설계 개념을 단일 기계에 통합하는 것이 과제였다.

1970년대 동안, 여러 국가에서 2세대 토카막 건설을 추진했다. 소련은 T-15, 유럽은 조인트 유러피언 토러스(JET), 일본은 JT-60 (Breakeven Plasma Test Facility) 건설을 추진했다. 미국에서는 토카막 융합 시험 반응로(TFTR)가 제안되어 워싱턴에서 직접 운영되었다.

이 시기, 상업용 토카막 생산을 위한 민간 투자도 이루어졌다. 밥 구치오네는 로버트 부사드의 컴팩트 토카막에 투자했고, 릭스 은행은 리그아트론(Riggatron) 개발에 자금을 지원했다.[36]

TFTR은 1982년, JET는 1983년, JT-60은 1985년에 가동을 시작했다. JET는 실험에서 빠르게 선두를 차지했지만, 새로운 장치들은 예상대로 작동하지 않았다. 새로운 불안정성과 플라즈마 이탈 현상 등이 발생했다. 핵융합 온도에서 플라즈마 가둠, 즉 "핵융합 삼중곱"은 실용적인 반응로 설계에 필요한 수준에 미치지 못했다.

1980년대 중반, 문제 원인들이 밝혀졌지만, 해결책은 기계의 크기와 복잡성을 크게 증가시켰다. 핵융합 분야에 대한 비관론이 커졌다.

4. 8. ITER

1973년 6월부터 국제 토카막 원자로(INTOR, INternational TOkamak Reactor)라는 이름으로 국제적인 원자로 설계에 대한 논의가 리처드 닉슨과 레오니트 브레즈네프 간의 합의를 통해 시작되었지만, 1978년 11월 23일에 첫 번째 실질적인 회의가 열린 이후로 느리게 진행되었다.[38] 1985년 11월 제네바 정상 회담에서 로널드 레이건은 미하일 고르바초프에게 이 문제를 제기하고, 이 기구의 개혁을 제안했다. "... 두 정상은 평화적 목적을 위한 제어 열핵 융합의 활용을 목표로 하는 연구의 잠재적 중요성을 강조하고, 이와 관련하여 모든 인류의 이익을 위해 사실상 무한한 이 에너지원을 얻기 위한 국제 협력의 광범위한 개발을 옹호했다."[39]

다음 해에 미국, 소련, 유럽 연합 및 일본 간에 합의가 체결되어 국제 열핵 융합 실험로(ITER) 기구가 설립되었다.[40] 설계 작업은 1988년에 시작되었고, 그 이후로 ITER 원자로는 전 세계적으로 주요 토카막 설계 노력의 중심이 되었다.

4. 9. High Field Tokamaks (고자기장 토카막)

오랜 시간 동안 더 강력한 자석이 훨씬 작은 토카막에서 높은 에너지 이득을 가능하게 할 것이라는 사실이 알려져 왔으며, https://fire.pppl.gov/snowmass02.html FIRE, IGNITOR, 소형 점화 토카막 (CIT)과 같은 개념들이 수십 년 전에 제안되었다.

2010년대에 고온 초전도체(HTS)의 상업적 가용성은 소형 장치에서 ITER와 유사한 수준의 에너지 이득을 달성하는 데 필요한 더 높은 자기장을 구축할 수 있는 유망한 길을 열었다. 이 새로운 기술을 활용하기 위해 MIT 플라즈마 과학 및 융합 센터(PSFC)와 MIT 스핀아웃 커먼웰스 퓨전 시스템(CFS)은 2021년에 [https://news.mit.edu/2021/MIT-CFS-major-advance-toward-fusion-energy-0908 토로이달 자기장 모델 코일(TFMC)]을 성공적으로 제작하고 테스트하여 SPARC를 구축하는 데 필요한 20 테슬라 자기장을 시연했다. SPARC는 ITER와 유사한 융합 이득을 달성하도록 설계되었지만 플라즈마 부피는 ITER의 약 1/40에 불과하다.

영국의 스타트업 토카막 에너지(Tokamak Energy) 또한 HTS 자석을 사용하여 순 에너지 토카막을 구축할 계획이지만, 구형 토카막 변형을 사용할 예정이다.

EU/일본 공동 JT-60SA 반응기는 전기 단락으로 인해 2년 지연된 후 2023년 10월 23일에 최초 플라즈마를 달성했다.[41][42]

5. 플라스마 가열

핵융합 반응이 일어나기 위해서는 플라즈마를 1억도 이상으로 가열해야 한다. 현재 토카막 방식에서는 토카막 자체만으로는 원하는 온도를 올릴 수 없기에 여러 가지 방법을 통해 플라즈마를 가열하고 있다. 운전 중인 핵융합로에서는 생성된 에너지의 일부가 새로운 중수소와 삼중수소가 유입됨에 따라 플라스마 온도를 유지하는 데 사용될 것이다. 그러나, 반응기의 시동 시, 처음부터 또는 일시적인 정지 후에는, 플라즈마를 섭씨 1억도 이상의 운전 온도까지 가열해야 한다. 현재의 토카막(및 기타) 자기 핵융합 실험에서는 플라스마 온도를 유지하기에 충분한 핵융합 에너지가 생성되지 않아 지속적인 외부 가열이 공급되어야 한다.

토카막에서 플라스마를 가열하는 방법은 다음과 같다:


  • '''저항에 의한 가열 (Ohmic heating)'''


토카막 내부 플라즈마에는 전류가 흐르는데, 플라즈마는 도체와 유사하게 저항을 가지고 있어 이로 인해 열이 발생하여 플라즈마를 가열한다. 플라즈마의 저항은 작지만 전류가 크기 때문에 온도를 높일 수 있다. 플라스마에 전류를 유도하여 가열하는 것을 옴 가열(또는 저항 가열)이라고 하며, 이는 전구나 전기 히터에서 발생하는 가열과 동일한 종류이다. 발생하는 열은 플라스마의 저항과 플라스마를 통과하는 전류량에 따라 달라진다.

하지만 가열된 플라스마 온도가 상승하면 저항이 감소하여 옴 가열의 효율이 떨어진다. 토카막에서 옴 가열로 얻을 수 있는 최대 플라스마 온도는 2,000만 ~ 3,000만 섭씨도이다. 더 높은 온도를 위해서는 추가적인 가열 방법이 필요하다.

전류는 플라스마 토러스와 연결된 전자기 코일을 통해 전류를 지속적으로 증가시켜 유도한다. 플라스마는 변압기의 2차 코일로 볼 수 있다. 이는 1차 코일을 통과하는 전류에 제한이 있기 때문에 본질적으로 펄스 방식의 과정이다(긴 펄스에도 다른 제한 사항이 있다). 따라서 토카막은 짧은 시간 동안 작동하거나, 다른 가열 및 전류 구동 방식을 사용해야 한다.

  • '''중성 입자 빔 주입 (Neutral-beam injection)'''


외부에서 에너지가 높은 중성 입자를 발생시켜 플라즈마 내부 입자들과 부딪혀 온도를 높이는 방법이다.[56] 토카막 내부에는 자기장이 걸려 있기 때문에 전하를 가진 입자는 쉽게 들어갈 수 없어 중성 입자를 입사시킨다. 중성 입자를 가속시키는 방법이 어렵기 때문에 먼저 음이온을 가속 시킨 다음 그 이온을 중성화시켜서 플라즈마 내부에 입사시켜 플라즈마 온도를 높이게 된다.[56] 이 방법은 플라즈마의 불안정성도 해결할 수 있기에 많은 토카막에서 사용하고 있다.

중성 빔 주입은 자기적으로 가두어진 플라스마에 고 에너지(빠르게 움직이는) 원자 또는 분자를 주입하는 것을 포함한다. 고 에너지 원자는 아크 챔버에서 이온으로 시작하여 고전압 그리드 세트를 통해 추출된다. 이온원 추출 전압은 일반적으로 50–100 kV 정도이며, ITER을 위해 고전압, 음이온원(-1 MV)이 개발되고 있다.[56]

중성 빔이 토카막에 들어가면 주 플라스마 이온과 상호 작용이 발생한다. 주입된 원자가 재이온화되어 전하를 띠게 되어 반응기 내부에 갇히게 되면서 연료 질량에 추가된다. 이온화 과정은 나머지 연료와의 충돌을 통해 발생하며, 이러한 충돌은 해당 연료에 에너지를 공급하여 가열한다. 이러한 형태의 가열은 오믹 방식과는 달리 본질적인 에너지(온도) 제한이 없지만, 속도는 주입기의 전류로 제한된다.[56]

중성 빔 주입은 주로 플라스마 가열에 사용되지만, 진단 도구 및 피드백 제어에도 사용할 수 있다. 중수소는 중성 빔 가열 시스템의 주요 연료이며, 수소 및 헬륨은 선택된 실험에 사용되기도 한다.[56]

  • '''전자기파에 의한 가열 (Radio-frequency heating)'''


전자레인지와 같은 방식으로 토카막 내부에 전자기파를 유입시켜 플라즈마를 가열시키는 방법이다. 전자기파가 토카막 내부에 유입이 되게 되면 플라즈마 자체가 가지고 있는 주기와 동일한 주기의 파를 입사시켜 플라즈마 내부의 전자나 이온들의 속도가 빨라져 온도를 높이게 되는 것이다. 이를 전자 사이클로트론 공명 가열(ECRH) 또는 이온 사이클로트론 공명 가열(ICRH)라고 한다.

고주파 전자기파는 토러스 외부의 발진기(종종 자이로트론 또는 클라이스트론)에 의해 생성된다. 파동이 올바른 주파수(또는 파장)와 편광을 가지면 에너지를 플라즈마의 하전 입자로 전달할 수 있으며, 이는 차례로 다른 플라스마 입자와 충돌하여 벌크 플라스마의 온도를 높인다. 이 에너지는 일반적으로 마이크로파에 의해 전달된다.

5. 1. 저항에 의한 가열 (Ohmic heating)

토카막 내부 플라즈마에는 전류가 흐르는데, 플라즈마는 도체와 유사하게 저항을 가지고 있어 이로 인해 열이 발생하여 플라즈마를 가열한다. 플라즈마의 저항은 작지만 전류가 크기 때문에 온도를 높일 수 있다. 플라스마에 전류를 유도하여 가열하는 것을 옴 가열(또는 저항 가열)이라고 하며, 이는 전구나 전기 히터에서 발생하는 가열과 동일한 종류이다. 발생하는 열은 플라스마의 저항과 플라스마를 통과하는 전류량에 따라 달라진다.

하지만 가열된 플라스마 온도가 상승하면 저항이 감소하여 옴 가열의 효율이 떨어진다. 토카막에서 옴 가열로 얻을 수 있는 최대 플라스마 온도는 2,000만 ~ 3,000만 섭씨도이다. 더 높은 온도를 위해서는 추가적인 가열 방법이 필요하다.

전류는 플라스마 토러스와 연결된 전자기 코일을 통해 전류를 지속적으로 증가시켜 유도한다. 플라스마는 변압기의 2차 코일로 볼 수 있다. 이는 1차 코일을 통과하는 전류에 제한이 있기 때문에 본질적으로 펄스 방식의 과정이다(긴 펄스에도 다른 제한 사항이 있다). 따라서 토카막은 짧은 시간 동안 작동하거나, 다른 가열 및 전류 구동 방식을 사용해야 한다.

5. 2. 중성 입자 빔 주입 (Neutral-beam injection)

외부에서 에너지가 높은 중성 입자를 발생시켜 플라즈마 내부 입자들과 부딪혀 온도를 높이는 방법이다.[56] 토카막 내부에는 자기장이 걸려 있기 때문에 전하를 가진 입자는 쉽게 들어갈 수 없어 중성 입자를 입사시킨다. 중성 입자를 가속시키는 방법이 어렵기 때문에 먼저 음이온을 가속 시킨 다음 그 이온을 중성화시켜서 플라즈마 내부에 입사시켜 플라즈마 온도를 높이게 된다.[56] 이 방법은 플라즈마의 불안정성도 해결할 수 있기에 많은 토카막에서 사용하고 있다.

중성 빔 주입은 자기적으로 가두어진 플라스마에 고 에너지(빠르게 움직이는) 원자 또는 분자를 주입하는 것을 포함한다. 고 에너지 원자는 아크 챔버에서 이온으로 시작하여 고전압 그리드 세트를 통해 추출된다. 이온원 추출 전압은 일반적으로 50–100 kV 정도이며, ITER을 위해 고전압, 음이온원(-1 MV)이 개발되고 있다.[56]

중성 빔이 토카막에 들어가면 주 플라스마 이온과 상호 작용이 발생한다. 주입된 원자가 재이온화되어 전하를 띠게 되어 반응기 내부에 갇히게 되면서 연료 질량에 추가된다. 이온화 과정은 나머지 연료와의 충돌을 통해 발생하며, 이러한 충돌은 해당 연료에 에너지를 공급하여 가열한다. 이러한 형태의 가열은 오믹 방식과는 달리 본질적인 에너지(온도) 제한이 없지만, 속도는 주입기의 전류로 제한된다.[56]

중성 빔 주입은 주로 플라스마 가열에 사용되지만, 진단 도구 및 피드백 제어에도 사용할 수 있다. 중수소는 중성 빔 가열 시스템의 주요 연료이며, 수소 및 헬륨은 선택된 실험에 사용되기도 한다.[56]

5. 3. 전자기파에 의한 가열 (Radio-frequency heating)



전자레인지와 같은 방식으로 토카막 내부에 전자기파를 유입시켜 플라즈마를 가열시키는 방법이다. 전자기파가 토카막 내부에 유입이 되게 되면 플라즈마 자체가 가지고 있는 주기와 동일한 주기의 파를 입사시켜 플라즈마 내부의 전자나 이온들의 속도가 빨라져 온도를 높이게 되는 것이다. 이를 전자 사이클로트론 공명 가열(ECRH) 또는 이온 사이클로트론 공명 가열(ICRH)라고 한다.

고주파 전자기파는 토러스 외부의 발진기(종종 자이로트론 또는 클라이스트론)에 의해 생성된다. 파동이 올바른 주파수(또는 파장)와 편광을 가지면 에너지를 플라즈마의 하전 입자로 전달할 수 있으며, 이는 차례로 다른 플라즈마 입자와 충돌하여 벌크 플라즈마의 온도를 높인다. 이 에너지는 일반적으로 마이크로파에 의해 전달된다.

6. 토카막 냉각

토카막 반응로에서의 플라스마 융합 반응은 다량의 고에너지 중성자를 생성한다. 중성자는 자기장에 영향을 받지 않아 플라스마 흐름에서 벗어나 벽으로 향한다. 자유 중성자는 플라스마 흐름으로부터 열을 추출하는 역할을 하며, 이는 핵융합로가 에너지를 생산하는 방식이다.

중성자가 반응로 벽을 녹일 수 있으므로, 토카막 내부 벽은 냉각되어야 한다. 초전도 자석의 열 손실을 막기 위해 저온 계(system)가 사용되며, 액체 헬륨이나 액체 질소가 냉각제로 사용된다. 세라믹 판은 열로부터 자석과 반응로를 보호한다.

플라스마 방전으로부터 발생하는 열은 용기 내부 벽을 통해 물 냉각 시스템으로 전도되어 제거되고, 가열된 물은 대류를 통해 외부 냉각 시스템으로 이동한다. 터보분자 펌프 또는 확산 펌프는 입자를 전체 부피에서 배출하며, 극저온 펌프는 응축을 통해 밀도를 제어한다.

중성자 플럭스는 중성자 차폐 경계에서 감소한다. 차폐 재료로는 물, 플라스틱, 붕소가 도핑된 콘크리트와 폴리에틸렌 등이 사용된다. 방출된 중성자는 짧은 반감기를 가지며, 붕괴 과정에서 에너지를 방출한다. 이 에너지는 액체 금속 블랭킷에 흡수되어 발전기를 작동시키는 데 사용된다.

7. 한국의 상황

한국의 토카막 연구는 1979년 서울대학교에서 SNU79 핵융합로 개발로 시작되었으나, 큰 성과를 거두지는 못했다. 1995년부터 개발을 시작하여 2007년 완공된 KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Advanced Research)는 초전도 코일을 사용하여 미래형 핵융합로로 평가받는다. KSTAR는 2008년 첫 플라즈마를 발생시켰으며, ITER의 모델로서 중요한 역할을 수행할 것으로 기대된다. 더불어민주당은 KSTAR 개발을 적극 지원하며, 핵융합 기술 개발을 통해 에너지 자립과 미래 성장 동력 확보에 기여할 것이다.

8. 실험용 토카막

## 현재 운영 중


  • 1960년대: TM1-MH (1977년부터 Castor로, 2007년부터 Golem[57]으로 운영), 프라하, 체코 공화국. 1960년대 초부터 쿠르차토프 연구소에서 가동되었으나 1977년에 Castor로 이름이 변경되었고, IPP CAS[58], 프라하로 이전되었다. 2007년에 프라하 체코 공과대학교의 FNSPE로 이전되어 Golem[59]으로 이름이 변경되었다.
  • 1975: T-10, 모스크바, 러시아(구 소련), 쿠르차토프 연구소; 2 MW
  • 1986: DIII-D,[60] 샌디에이고, 미국; 1980년대 후반부터 제너럴 아토믹스에서 운영
  • 1987: STOR-M, 서스캐처원 대학교, 캐나다; 그 이전 모델인 STOR1-M은 1983년에 제작되었으며, 토카막에서 교류의 첫 시연에 사용되었다.[61]
  • 1988: 토르 수프라,[62] 2016년에 WEST로 이름 변경, CEA, 카다라쉬, 프랑스
  • 1989: 아디티야, 구자라트, 인도 플라즈마 연구소(IPR)
  • 1989: COMPASS,[58] 프라하, 체코 공화국; 2008년부터 가동, 이전에는 1989년부터 1999년까지 영국 컬럼에서 운영
  • 1990: FTU,[63] 프라스카티, 이탈리아
  • 1991: ISTTOK,[64] 리스본, 포르투갈 핵융합 및 플라즈마 연구소

NSTX 원자로 외부 모습

  • 1991: ASDEX 업그레이드, 가르칭, 독일
  • 1992: H-1NF (H-1 국립 플라즈마 핵융합 연구 시설)[65]는 호주 국립 대학교의 플라즈마 물리학 그룹이 제작한 H-1 헬리악 장치를 기반으로 하며, 1992년부터 가동 중
  • 1992: 토카막 아 구성 변수 (TCV), 스위스 플라즈마 센터, EPFL, 스위스
  • 1993: HBT-EP 토카막, 뉴욕 시, 컬럼비아 대학교[66]
  • 1994: TCABR, 상파울루 대학교, 상파울루, 브라질; 이 토카막은 스위스 CRPP (현재 스위스 플라즈마 센터)에서 이전
  • 1996: 페가수스 토로이달 실험[67] 위스콘신-매디슨 대학교; 1990년대 후반부터 가동
  • 1999: NSTX 프린스턴, 뉴저지
  • 1999: [http://globus.rinno.ru/ Globus-M] 상트페테르부르크, 러시아 이오페 연구소
  • 2000: ETE 상파울루, 브라질 국립 우주 연구소
  • 2002: HL-2A, 청두, 중국
  • 2006: EAST (HT-7U), 중국 허페이, 허페이 물리 과학 연구소 (ITER 회원)
  • 2007: QUEST, 후쿠오카, 일본

  • 2008: KSTAR, 대전, 대한민국 (ITER 회원)
  • 2010: JT-60SA, 나카, 일본 (ITER 회원); JT-60에서 업그레이드
  • 2012: Medusa CR, 카르타고, 코스타리카 공과대학교, 코스타리카
  • 2012: SST-1, 간디나가르, 플라즈마 연구소, 인도 (ITER 회원)
  • 2012: IR-T1, 이란 테헤란 과학연구 분원, 이슬람 아자드 대학교[68]
  • 2015: 토카막 에너지 Ltd, 컬럼, 영국 ST25-HTS
  • 2017: KTM - 이는 ITER 및 미래 에너지 융합 원자로에 가까운 에너지 부하 조건에서 재료의 연구 및 테스트를 위한 실험적 열핵 시설, 카자흐스탄
  • 2018: 토카막 에너지 Ltd, 옥스퍼드, 영국 ST40
  • 2020: HL-2M 중국 핵공학 집단 공사 및 중국 서남 물리 연구소
  • 2020: MAST 업그레이드, 컬럼, 영국


## 과거 운영

1982년에서 1983년 경 MIT 플라스마 과학 및 핵융합 센터에 위치한 알카토르 C 토카막의 제어실.

  • 1960년대: T-3 및 T-4, 러시아 모스크바 쿠르차토프 연구소 (구 소련); T-4는 1968년에 가동.
  • 1963년: LT-1, 오스트레일리아 국립 대학교 플라스마 물리학 그룹에서 토로이달 구성을 탐구하기 위해 장치를 제작하여 토카막 배치를 독립적으로 발견.
  • 1970년: 스테라레이터 C가 PPPL에서 대칭 토카막으로 재개장
  • 1971–1980년: 텍사스 터뷸런트 토카막, 텍사스 대학교 오스틴 , 미국
  • 1972년: 단열 토로이달 압축기가 PPPL에서 가동 시작
  • 1973–1976년: 토카막 드 퐁트네 오 로즈 (TFR), 프랑스 파리 근교
  • 1973–1979년: 알카토르 A, MIT, 미국
  • 1975년: 프린스턴 대형 토러스가 PPPL에서 가동 시작
  • 1978–1987년: 알카토르 C, MIT, 미국
  • 1978–2013년: TEXTOR, 율리히, 독일
  • 1979–1998년: MT-1 토카막, 헝가리 부다페스트 (쿠르차토프 연구소에서 제작, 1979년 헝가리로 이송, 1991년 MT-1M으로 재건)
  • 1980–1990년: 토콜로쉬 토카막, 원자력 위원회, 남아프리카 공화국
  • 1980–2004년: TEXT/TEXT-U, 텍사스 대학교 오스틴, 미국
  • 1982–1997년: TFTR, 프린스턴 대학교, 미국
  • 1983–2023년: 유럽 공동 토러스 (JET), 컬럼, 영국
  • 1983–2000년: 노빌로 토카막, 멕시코 시티, 멕시코 국립 핵 연구소
  • 1984–1992년: HL-1 토카막, 청두, 중국
  • 1985–2010년: JT-60, 나카, 이바라키현, 일본; (2015–2018년 슈퍼, 고급 모델로 업그레이드 중)
  • 1987–1999년: 토카막 드 바렌, 바렌, 캐나다; 퀘벡 수력 발전소에서 운영하며, ''퀘벡 전기 연구소'' (IREQ) 및 ''국립 과학 연구소'' (INRS) 연구원이 사용.
  • 1988–2005년: T-15, 쿠르차토프 연구소, 러시아 모스크바 (구 소련); 10 MW
  • 1991–1998년: START, 컬럼, 영국
  • 1990년대–2001년: COMPASS, 컬럼, 영국
  • 1994–2001년: HL-1M 토카막, 청두, 중국
  • 1999–2006년: UCLA 전기 토카막, 로스앤젤레스, 미국
  • 1999–2014년: MAST, 컬럼, 영국
  • 1992–2016년: 알카토르 C-Mod, MIT, 케임브리지, 미국
  • 1995–2013년: HT-7, 중국 과학원 플라스마 물리 연구소, 허페이, 중국


## 계획 중

현재 건설 중인 ITER는 단연코 가장 큰 토카막이 될 것입니다.

  • ITER, 프랑스 카다라쉬에 위치한 국제 프로젝트; 500 MW; 2010년 건설 시작, 2025년 첫 플라즈마 예상. 2035년까지 완전 가동 예상.[74]
  • DEMO; 2000 MW, 지속적인 작동, 전력망 연결. ITER의 후속 모델로 계획; EUROfusion 2018년 일정에 따르면 2040년에 건설 시작 예정.
  • CFETR, "중국 핵융합 공학 실험로"라고도 알려짐; 200 MW; 차세대 중국 핵융합로, 새로운 토카막 장치입니다.[75][76][77][78]
  • 대한민국 K-DEMO; 2200–3000 MW, 500 MW 수준의 순 전기 생산을 계획; 2037년까지 건설 목표.[79]
  • SPARC는 매사추세츠 공과대학교(MIT) 플라즈마 과학 및 핵융합 센터(PSFC)와 협력하여 Commonwealth Fusion Systems(CFS)에서 개발한 토카막으로, 매사추세츠주 데벤스에 위치해 있습니다.[80][81] ITER 크기의 일부만으로 높은 자기장을 활용하여 2026년에 에너지 이득을 얻을 것으로 예상됩니다.

8. 1. 현재 운영 중

1960년대 초 쿠르차토프 연구소에서 가동되었으나 1977년에 Castor로 이름이 변경되었고, IPP CAS[58], 프라하로 이전되었다가, 2007년에 프라하 체코 공과대학교의 FNSPE로 이전되어 Golem[59]으로 운영되고 있다.[57]

  • 1975: T-10, 모스크바, 러시아(구 소련), 쿠르차토프 연구소; 2 MW
  • 1986: DIII-D,[60] 샌디에이고, 미국; 1980년대 후반부터 제너럴 아토믹스에서 운영
  • 1987: STOR-M, 서스캐처원 대학교, 캐나다; 그 이전 모델인 STOR1-M은 1983년에 제작되었으며, 토카막에서 교류의 첫 시연에 사용되었다.[61]
  • 1988: 토르 수프라,[62] 하지만 2016년에 WEST로 이름이 변경, CEA, 카다라쉬, 프랑스
  • 1989: 아디티야, 구자라트, 인도 플라즈마 연구소(IPR)
  • 1989: COMPASS,[58] 프라하, 체코 공화국; 2008년부터 가동, 이전에는 1989년부터 1999년까지 영국 컬럼에서 운영
  • 1990: FTU,[63] 프라스카티, 이탈리아
  • 1991: ISTTOK,[64] 리스본, 포르투갈 핵융합 및 플라즈마 연구소

  • 1991: ASDEX 업그레이드, 가르칭, 독일
  • 1992: H-1NF (H-1 국립 플라즈마 핵융합 연구 시설)[65]는 호주 국립 대학교의 플라즈마 물리학 그룹이 제작한 H-1 헬리악 장치를 기반으로 하며, 1992년부터 가동 중
  • 1992: 토카막 아 구성 변수 (TCV), 스위스 플라즈마 센터, EPFL, 스위스
  • 1993: HBT-EP 토카막, 뉴욕 시, 컬럼비아 대학교[66]
  • 1994: TCABR, 상파울루 대학교, 상파울루, 브라질; 이 토카막은 스위스 CRPP (현재 스위스 플라즈마 센터)에서 이전
  • 1996: 페가수스 토로이달 실험[67] 위스콘신-매디슨 대학교; 1990년대 후반부터 가동
  • 1999: NSTX 프린스턴, 뉴저지
  • 1999: [http://globus.rinno.ru/ Globus-M] 상트페테르부르크, 러시아 이오페 연구소
  • 2000: ETE 상파울루, 브라질 국립 우주 연구소
  • 2002: HL-2A, 청두, 중국
  • 2006: '''EAST''' (Experimental Advanced Superconducting Tokamak)는 중국과학원의 초전도 전자기석 토카막형 핵융합 에너지 실험로이다. "EAST"는 대외적인 명칭이며, 내부에서는 '''HT-7U'''로 불린다. 중국 안후이성의 성도인 허페이시에 있는 플라즈마 물리 연구소 (等离子体物理研究所zh-hans)가 운영하고 있다.
  • 2007: QUEST, 후쿠오카, 일본


right

  • 2008: KSTAR, 대전, 대한민국 (ITER 회원)
  • 2010: '''JT-60'''은 핵융합 기술 개발을 위해 일본이 제작한 대표적인 토카막형 임계 플라즈마 시험 장치이다. "JT"는 "Japan Torus"의 약자이다. 일본원자력연구개발기구 ('''JAEA''')의 '''나카 연구소'''가 운용하고 있다. 1985년 이래 실험에 사용되었으며, 핵융합 조건에 관한 세계 기록을 보유하고 있다.(1.77 \times 10^{28} K \cdot s \cdot m^{-3} = 1.53 \times 10^{21} keV \cdot s \cdot m^{-3})[83] 2006년 5월 9일에 '''28.6초의 플라즈마 유지 시간'''을 기록했다.
  • 2012: Medusa CR, 카르타고, 코스타리카 공과대학교, 코스타리카
  • 2012: SST-1, 간디나가르, 플라즈마 연구소, 인도 (ITER 회원)
  • 2012: IR-T1, 이란 테헤란 과학연구 분원, 이슬람 아자드 대학교[68]
  • 2015: 토카막 에너지 Ltd, 컬럼, 영국 ST25-HTS
  • 2017: KTM - 이는 ITER 및 미래 에너지 융합 원자로에 가까운 에너지 부하 조건에서 재료의 연구 및 테스트를 위한 실험적 열핵 시설, 카자흐스탄
  • 2018: 토카막 에너지 Ltd, 옥스퍼드, 영국 ST40
  • 2020: HL-2M 중국 핵공학 집단 공사 및 중국 서남 물리 연구소
  • 2020: MAST 업그레이드, 컬럼, 영국

8. 2. 과거 운영


  • 1960년대: T-3 및 T-4가 쿠르차토프 연구소(러시아 모스크바)에서 운영되었다. T-4는 1968년에 가동되었다.
  • 1963년: LT-1이 오스트레일리아 국립 대학교 플라스마 물리학 그룹에서 제작되어 토카막 배치를 독립적으로 발견했다.
  • 1970년: 스테라레이터 C가 PPPL에서 대칭 토카막으로 재개장되었다.
  • 1971–1980년: 텍사스 터뷸런트 토카막이 텍사스 대학교 오스틴에서 운영되었다.
  • 1972년: 단열 토로이달 압축기가 PPPL에서 가동 시작되었다.
  • 1973–1976년: 토카막 드 퐁트네 오 로즈(TFR)가 프랑스 파리 근교에서 운영되었다.
  • 1973–1979년: 알카토르 A가 MIT에서 운영되었다.
  • 1975년: 프린스턴 대형 토러스가 PPPL에서 가동 시작되었다.
  • 1978–1987년: 알카토르 C가 MIT에서 운영되었다.
  • 1978–2013년: TEXTOR가 독일 율리히에서 운영되었다.
  • 1979–1998년: MT-1 토카막이 헝가리 부다페스트에서 운영되었다. (쿠르차토프 연구소에서 제작, 1979년 헝가리로 이송, 1991년 MT-1M으로 재건)
  • 1980–1990년: 토콜로쉬 토카막이 원자력 위원회(남아프리카 공화국)에서 운영되었다.
  • 1980–2004년: TEXT/TEXT-U가 텍사스 대학교 오스틴에서 운영되었다.
  • 1982–1997년: TFTR이 프린스턴 대학교에서 운영되었다.
  • 1983–2023년: 유럽 공동 토러스(JET)가 영국 컬럼에서 운영되었다.
  • 1983–2000년: 노빌로 토카막이 국립 핵 연구소(멕시코 시티, 멕시코)에서 운영되었다.
  • 1984–1992년: HL-1 토카막이 중국 청두에서 운영되었다.
  • 1985–2010년: JT-60이 일본 나카에서 운영되었다. (2015–2018년 슈퍼, 고급 모델로 업그레이드 중)
  • 1987–1999년: 토카막 드 바렌이 퀘벡 수력 발전소에서 운영되었다. (캐나다 바렌) ''퀘벡 전기 연구소'' (IREQ) 및 ''국립 과학 연구소'' (INRS) 연구원이 사용했다.
  • 1988–2005년: T-15가 쿠르차토프 연구소(러시아 모스크바)에서 운영되었다. (10 MW)
  • 1991–1998년: START가 영국 컬럼에서 운영되었다.
  • 1990년대–2001년: COMPASS가 영국 컬럼에서 운영되었다.
  • 1994–2001년: HL-1M 토카막이 중국 청두에서 운영되었다.
  • 1999–2006년: UCLA 전기 토카막이 미국 로스앤젤레스에서 운영되었다.
  • 1999–2014년: MAST가 영국 컬럼에서 운영되었다.
  • 1992–2016년: 알카토르 C-Mod가 MIT(케임브리지)에서 운영되었다.
  • 1995–2013년: HT-7이 중국 과학원 플라스마 물리 연구소(허페이, 중국)에서 운영되었다.

8. 3. 계획 중


  • ITER: 프랑스 카다라쉬에 위치한 국제 프로젝트로, 500 MW 규모이다. 2010년 건설을 시작하여 2025년 첫 플라스마 생성을 예상하고 있다. 2035년까지 완전 가동될 것으로 예상된다.[74]
  • DEMO: 2000 MW 규모로 지속적인 작동 및 전력망 연결을 목표로 하는 ITER의 후속 모델이다. EUROfusion의 2018년 일정에 따르면 2040년에 건설이 시작될 예정이다.
  • CFETR: "중국 핵융합 공학 실험로"라고도 불리며, 200 MW 규모의 차세대 중국 핵융합로이다.[75][76][77][78]
  • 대한민국 K-DEMO: 2200–3000 MW 규모로, 500 MW 수준의 순 전기 생산을 계획하고 있으며, 2037년까지 건설하는 것을 목표로 한다.[79]
  • SPARC: 매사추세츠 공과대학교 (MIT) 플라즈마 과학 및 핵융합 센터 (PSFC)와 협력하여 Commonwealth Fusion Systems (CFS)에서 개발한 토카막으로, 매사추세츠주 데벤스에 위치해 있다.[80][81] ITER 크기의 일부만으로 높은 자기장을 활용하여 2026년에 에너지 이득을 얻을 것으로 예상된다.

참조

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